核電廠的輻射防護劉原中

劉原中清華大學核研院2012.11

核電廠的輻射防護核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第1頁!1,概述

核電廠輻射防護設(shè)計的目的是建立和保持對核電廠帶來的電離輻射危害的有效防御措施，采取多種防護手段，降低核輻射對工作人員、公眾的危害，防止確定性效應的發(fā)生，并將隨機性效應的發(fā)生率降低到可接受的水平，保護工作人員、公眾和環(huán)境的安全。此外，本課程也為實現(xiàn)輻射防護目標提供一些指導。1.1,目的核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第2頁!1.2,范圍

核電廠的輻射防護涉及的方面有：（1）核電廠運行期間對工作人員的輻射防護；（2）核電廠運行期間對公眾的輻射防護；（3）核電廠事故工況（包括嚴重事故）下對工作人員的輻射防護；（4）核電廠事故工況（包括嚴重事故）下對公眾的輻射防護；（5）核電廠退役對工作人員的輻射防護；（6）核電廠退役對公眾的輻射防護；（7）放射性廢物的操作、處理和貯存的輻射防護。鑒于課時有限，本課程只介紹核電廠運行期間對工作人員的輻射防護。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第3頁!1.3,劑量限值和劑量約束

劑量限值是輻射防護三原則之一，對于核電廠的設(shè)計來說，應當使運行期間產(chǎn)生的輻射照射不超過為工作人員所規(guī)定的劑量限值和劑量約束。劑量限值和劑量約束應符合國標GB18871-2002《電離輻射防護和輻射源安全基本標準》的規(guī)定。（1）職業(yè)照射工作人員的年個人劑量限值為20毫希沃特（mSv）（5年平均值），任何單一年份不應超過50毫希沃特（mSv）。（2）核安全導則HAD102/12－2011《核動力廠輻射防護設(shè)計》（報批稿）中，提出了職業(yè)照射工作人員的個人劑量約束應不超過15毫希沃特/年（mSv/a）。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第4頁!（2）輻射防護最優(yōu)化應對一系列的防護措施進行選擇，例如，屏蔽、通風、控制距離和把輻射照射時間減至最短的手段等。為此，應確定可行的待選方案和比較準則及數(shù)值。最后，對這些方案進行評估和比較。（3）最優(yōu)化的概念還應當用于避免或者減輕導致工作人員或者公眾照射的核電廠事故后果的設(shè)計特征中。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第5頁!2,壓水堆(PWR)核電廠簡介

核電用的核反應堆的堆型有10多種，其中較為成熟的有壓水堆、沸水堆、石墨氣冷堆（CO2或氦氣冷卻）、石墨水堆和重水堆。我國目前已建和擬建的堆型有：壓水堆（PWR)和重水堆(HWR)、高溫氣冷堆(HTR)。

不同堆型核電廠的堆芯結(jié)構(gòu)、冷卻劑、慢化劑、輔助系統(tǒng)等不同，使得為輻射防護設(shè)計的基礎(chǔ)“輻射源項”（核素種類、活度大小、和分布等）各有不同，使得輻射防護設(shè)計上也約有不同，但輻射防護的設(shè)計原則都一樣。因而以壓水堆型核電廠（PWR)為基礎(chǔ)介紹的內(nèi)容，其它堆型核電廠也可參考。對于高溫氣冷堆HTR和重水堆HWR的“輻射源項”，有特殊的地方也作一些簡單介紹。2.1,核電廠的反應堆堆型核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第6頁!

圖2.1給出了壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)示意圖，由該圖可知，壓水堆核電廠主要系統(tǒng)有：堆本體、一次冷卻系統(tǒng)；化容控制系統(tǒng)；堆安全系統(tǒng)；燃料操作系統(tǒng)；三廢處理系統(tǒng)；二回路透平發(fā)電系統(tǒng)。2.2,壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第7頁!

一次冷卻劑系統(tǒng)主要由蒸汽發(fā)生器、循環(huán)泵、穩(wěn)壓器和穩(wěn)壓器泄壓罐等組成。主要功能是維持壓力殼內(nèi)的壓力并把熱量從堆芯內(nèi)帶出，在蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽，供給透平發(fā)電機發(fā)電。

化容控制系統(tǒng)主要由凈化設(shè)備、容積控制罐、硼酸罐及一些泵和熱交換器組成，主要作用是：（1）連續(xù)對部分冷卻劑進行凈化以保持冷卻劑的水質(zhì)和降低冷卻劑的放射性水平；（2）向一次冷卻劑補充冷卻劑并補償由于溫度變化引起的冷卻劑體積的變化，保持穩(wěn)壓器的水位；（3）調(diào)節(jié)冷卻劑中硼酸的濃度；（4）提供主循環(huán)泵的軸封用水等。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第8頁!

三廢處理系統(tǒng)：（1）廢氣處理系統(tǒng)，對于放射性微塵（氣溶膠）采用高效過濾器進行過濾，對于放射性碘通常采用活性炭吸附，對于惰性氣體通常采用壓縮貯存或活性炭吸附貯存進行衰變。（2）廢液處理系統(tǒng)，采用過濾、離子交換、蒸發(fā)濃縮的辦法進行凈化處理；（3）固體廢物，常采用去污、壓縮，粉碎、焚燒處理，最后裝桶，送往處置庫。2.3,壓水堆核電廠的主要參數(shù)核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第9頁!（1）瞬發(fā)裂變γ射線U-235每次裂變平均發(fā)出8.1±0.3個γ光子，這些光子帶走的總能量為7.25±0.26MeV，光子的能量在10KeV～10MeV之間，平均能量約0.9MeV。U-235裂變，每瓦的裂變次數(shù)為3.1×1010。對于秦山二期核電廠1#、2#機組熱功率為1930MW的核電廠，因而瞬發(fā)裂變γ的強度：按能量約為1.93×109×3.1×1010×7.25=4.34×1020MeV/s；按γ光子數(shù)約為4.85×1020

光子/s。單位功率瞬發(fā)裂變γ強度約為2.25×1017MeV/MW.s，和平均約2.51×1017光子/MW.s。

3,核電站的輻射源

3.1,反應堆堆芯中的輻射源3.1.1,

γ射線核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第10頁!

表3.1給出了U-235裂變單位功率下混和裂變產(chǎn)物的放射性總活度與輻照時間（即反應堆的運行時間）和冷卻時間的關(guān)系。由該表給出的數(shù)值可知，長期運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度為1.68×1017Bq/MW。

表3.2給出了單位功率下γ射線總強度與輻照時間和冷卻時間的關(guān)系。在長期運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物γ射線總強度約為8.47×1010MeV/W.s。

表3.3給出了反應堆滿功率運行3年，停堆后不同冷卻時間單位功率下U-235裂變的部分裂變產(chǎn)物的活度。由該表給出的數(shù)值可知，大部分核素是短壽命核素，停堆1小時后其堆芯內(nèi)的總活度就衰變掉99％以上，停堆1年后就只剩下原來的約0.06%。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第11頁!3.1.2中子（1）瞬發(fā)裂變中子U-235一次裂變平均放出2.5個中子，攜帶的能量約為5MeV，中子的能量從ev量級一直到18MeV，平均能量約2MeV。但超過10MeV的中子攜帶的能量不到總能量的1%，所以一般認為中子的能量上限為14MeV。（2）其它中子在堆芯發(fā)出的其它中子有：緩發(fā)中子、活化產(chǎn)物中子和光擊（光核反應）中子。緩發(fā)中子是某些裂變產(chǎn)物(例87Br、88Br、89Br等)衰變時放出的中子，每次裂變放出的緩變中子為0.0158個，而且能量很低?；罨a(chǎn)物中子是堆芯中的某些活化產(chǎn)物衰變時放出的中子。例17O(n,p)17N反應產(chǎn)生的17N，在衰變時放出1個能量為1MeV的中子。光擊中子是高能γ射線引起的(γ,n)反應產(chǎn)生的中子，但所有這些中子在輻射防護上意義都不大。

瞬發(fā)裂變γ和瞬發(fā)裂變中子，只在反應堆運行時才產(chǎn)生。一停堆則消失。而其它γ和中子輻射在反應堆停堆后仍然存在，也是反應堆停堆后要繼續(xù)考慮的輻射源。還有α、β、質(zhì)子等輻射，一般不考慮。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第12頁!

表3.6給出了國標GB/T13976-92《壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項》中提供的參考壓水堆核電廠采用U型管式蒸汽發(fā)生器時，主冷卻劑水中和二次冷卻劑中各核素的濃度值。（參考堆的主要參數(shù)見講義中的表3.5)。由表中的數(shù)值可知：1）主冷卻劑水中裂變產(chǎn)物的濃度約為2.56×102MBq/kg，單位功率下的濃度約為；7.53×10－2Bq/W.kg。2）腐蝕活化產(chǎn)物（包括水和其中雜質(zhì)）的濃度約為2.23MBq/kg（除N-16外）。3）N-16（來自16O(n,p)16N反應）的濃度很高，約為1.48×103MBq/kg，它發(fā)出的γ射線能量很高（6.128MeV和7.115MeV），這對主冷卻劑系統(tǒng)在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計很重要。4）氚的濃度約為3.70×101MBq/kg，它來自U-235的三裂變及化學添加劑硼和鋰的10B(n,2α)3H、6Li(n,α)3H等主要反應產(chǎn)生。目前還沒有一種代價低廉把它從廢物中去除的方法，在氣態(tài)和液態(tài)流出物中以HTO的形式排向環(huán)境。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第13頁!（三）HWR（重水堆）HWR它的主回路系統(tǒng)包括熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)。熱傳輸系統(tǒng)是加壓重水作為冷卻劑，與燃料元件直接接觸，因而冷卻劑重水中的輻射源類似于PWR，有裂變產(chǎn)物和腐蝕活化產(chǎn)物（包括重水和其中雜質(zhì)的活化）。而慢化劑系統(tǒng)以重水作為慢化劑，不和燃料元件直接接觸，因而慢化劑重水中不含裂變產(chǎn)物，只含有活化產(chǎn)物，特別是重水中的2H(n,γ)3H反應產(chǎn)生的氚，由于量較大，成為一個重要的內(nèi)照射輻射源。對于HWR，除在熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)中的N-16對這對該兩系統(tǒng)在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計很重要之外，還有γ射線（特別是N-16發(fā)出的高能γ）與氘的相互作用會生成光激中子，在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計也很重要。秦山三期重水堆核電廠熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)中氚的濃度分別為：1.78×104MBq/kg，3.24×106MBq/kg，此兩值皆比PWR主回路系統(tǒng)中氚的濃度高幾個量級。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第14頁!3.3輔助回路中的放射性

對于PWR，在輔助回路中放射性活度較高的是直接與主冷卻劑系統(tǒng)有關(guān)的部分，即化容控制系統(tǒng)、工藝排水處理系統(tǒng)。它們的放射性活度同各凈化設(shè)備（除鹽器、過濾器等）的凈化能力、各儲存容器的滯留時間和各種核素的化學狀態(tài)有關(guān)。

圖3.1給出了PWR的典型液體系統(tǒng)方塊圖。

表3.8給出了相應設(shè)備的去污因子（DF）和各設(shè)備入口處的放射性濃度。該表給出的數(shù)值可知，在這些系統(tǒng)中不同設(shè)備中的放射性活度相差較大，其差值可達約6個量級。其中以凈化除鹽器中的放射性濃度最高，因它直接來自堆容器的主冷卻劑水，例在入口處I-131濃度約2.0×100kBq/g；冷凝液過濾器入口處的放射性濃度較低，例I-131濃度約5.18×10-6kBq/g。需指出的是該表中給出的數(shù)值，只是一個典型壓水堆的數(shù)值，對于一個具體的核電廠則會有不同的數(shù)值，因而該表中給出的數(shù)值只是一個參考。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第15頁!

對于HTR，直接與主冷卻劑系統(tǒng)有關(guān)的部分是氦凈化系統(tǒng)及其它的再生系統(tǒng)。氦凈化系統(tǒng)中的主要設(shè)備有塵埃過濾器、電加熱器、氧化銅床、中溫氦/氦熱交換器、水/氦冷卻器、氣/水分離器、分子篩床、低溫氦/氦熱交換器和低溫吸附器。輻射源主要有：塵埃過濾器中主要是碘和顆粒物、氧化銅床中主要是惰性氣體、分子篩床中有惰性氣體但更主要的是H-3和C-14、低溫吸附器中主要的是惰性氣體。

表3.9給出HTR-PM氦凈化系統(tǒng)中主要設(shè)備的計算結(jié)果，由該表給出的數(shù)值可知：塵埃過濾器中放射性活度約為3.5×109BQ、氧化銅床中約7.9×108BQ、分子篩床中約7.7×1012BQ（除H-3和C-14外，約為3.9×109BQ）、低溫吸附器約8.1×1011BQ。

核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第16頁!3.5三廢處理系統(tǒng)中的放射性

“三廢”處理系統(tǒng)指的是廢汽、廢水、廢固處理系統(tǒng)。這三個系統(tǒng)中的放射性來源較復雜，不同核電廠的放射性水平差別也較大。下面只作一個簡單的介紹。

廢氣處理系統(tǒng)有：含氫廢氣處理系統(tǒng)、含氧廢氣處理系統(tǒng)及放射性廠房的通風系統(tǒng)。其中放射性活度較高的為含氫廢氣貯罐，它的放射性來源于直接與主冷卻劑相關(guān)系統(tǒng)的除氣。

廢水處理系統(tǒng)有：工藝疏水處理系統(tǒng)、化學疏水處理系統(tǒng)、地面疏水處理系統(tǒng)、洗衣房水和淋浴水處理系統(tǒng)。其中放射性活度較大的是工藝疏水系統(tǒng)，它的放射性水平典型值在表3.8中作了介紹。

廢固處理系統(tǒng)（也稱固體廢物處理系統(tǒng)），它處理的廢物有：廢樹脂、蒸發(fā)器濃縮液、廢過濾器芯、各種放射性污染物。其中放射性活度較高的為前兩種。例秦山二期1#、2#機組給出廢樹脂中最大活度的設(shè)計估計值為2.24×1013Bq/m3；嶺澳1#、2#機組最大活度設(shè)計估計值為：廢樹脂＜9×1012Bq/m3，蒸發(fā)器濃縮液＜37GBq/m3。

核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第17頁!表4.1～表4.5列出一些國外PWR核電廠部分系統(tǒng)實測值。

表4.1給出了安全殼內(nèi)主要區(qū)域的輻射水平。由該表給出的數(shù)值可知，在安全殼內(nèi)各主要區(qū)域內(nèi)的輻射水平很高，例在操作大廳內(nèi)即使在停堆后的照射量率仍高達0.2～20mR/h。

表4.2給出了停堆后蒸汽發(fā)生器表面的劑量率水平，由該表給出的數(shù)值可知，蒸汽發(fā)表面的劑量率水平一般在幾十～幾百mR/h。

需說明的是，在局部地方由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積，會形成很強放射性“熱點”。美國電力研究所（EPRI）測量了13個堆的蒸汽發(fā)生器端頭內(nèi)部管板附近的照射量率，表明運行幾年后照射量率近似為20±9R/h，其主要核素是Co-58、Co-60，它們占總照射量率的80％左右。

這種“熱點”在與主冷劑相連的設(shè)備上也有，例主循環(huán)泵停堆后表面照射量率一般為停堆后主循環(huán)泵表面照射量率一般為幾×10-2R/h量級，但Robinson2號堆檢修時曾測得泵的葉輪表面照射量率為12R/h，葉輪螺帽為30R/h。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第18頁!從表4.1～表4.5給出的數(shù)值可得出以下幾點結(jié)論：（1）在PWR各設(shè)備所在場所內(nèi)輻射水平很高，但輻射水平變化范圍差別很大，高達5個量級以上；（2）由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積，在局部地方會形成很強放射性“熱點”，“熱點”處的輻射水平比其它地方處的高幾個量級；（3）主冷卻劑水中雜質(zhì)沉積的核素主要是Co-58、Co-60，它們對總照射量率的貢獻約80％左右。以上幾點結(jié)論說明，對于核電廠由于不同地方、不同設(shè)備處的輻射相差很大，因而屏蔽設(shè)計應分別對待，盡量做到輻射防護設(shè)計的最優(yōu)化。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第19頁!5.降低工作人員職業(yè)照射的輻射防護措施5.1概述

核電廠輻射防護設(shè)計是保障工作人員安全的重要環(huán)節(jié)之一。為保障工作人員的安全，除執(zhí)行國標GB18871-2002《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》的職業(yè)照射控制要求外，還應遵守合理可行盡量低（ALARA）的原則。

圖5.1中給出了核電廠的輻射防護設(shè)計中采取的一些主要措施。由該圖可知為降低職業(yè)照射，核電廠輻射防護設(shè)計應采取的主要措施有：（1）控制輻射源項，降低工作場所的輻射水平；（2）根據(jù)輻射水平的大小，對放射性廠房進行分區(qū)控制，嚴格控制進入高輻射區(qū)的人員，和在其內(nèi)的停留時間；（3）設(shè)置衛(wèi)生出入口，嚴格管理進出控制區(qū)的人員和物品，降低工作人員所受的劑量、防止放射性污染的擴散；核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第20頁!（4）為降低外照射，設(shè)置屏蔽體對輻射源進行屏蔽；（5）對含有放射性物質(zhì)的系統(tǒng)、設(shè)備、廠房進行合理布置，使工作人員盡量遠離高輻射區(qū)；（6）設(shè)置通風系統(tǒng)，保證廠房內(nèi)合理的氣流組織和換氣次數(shù)，降低工作場所空氣中的放射性濃度；（7）進行輻射監(jiān)測，掌握工作場所的輻射水平和工作人員受照劑量情況；（8）加強輻射防護管理，盡量降低工作人員可能受到的照射。外照射防護三要素(三原則）：屏蔽防護、距離防護和時間防護。內(nèi)照射防護的基本措施是：1）采用通風降低工作場所空氣中放射性污染水平；2）采用個人防護用具防止放射性物質(zhì)進入人體。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第21頁!（1）材料選擇對于檢修來說對工作人員造成的照射主要來自主冷卻劑中的Co-58、Co-60、Sb-122、Sb-124和Ag-110m等。更主要的是Co-60，它半衰期長，發(fā)出的γ射線能量高。老電站中Co-60對個人劑量的貢獻高達90％以上。降低主冷卻劑中鈷的來源，則能降低主冷卻劑中Co-60的活度，因而主冷卻劑回路設(shè)備應選低鈷的因科鎳合金和低鈷不銹鋼。降低其它核素，則要限制軸承、二次中子源中銻含量；限制墊片、密封圈和控制棒材料中銀含量。（2）控制主冷卻劑的水化學、調(diào)節(jié)PH值控制主冷卻劑的水化學、調(diào)節(jié)PH值，則可控制主冷卻劑設(shè)備表面的腐蝕速率，為此在主冷卻劑中要加入氫氧化鋰來調(diào)節(jié)PH值。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第22頁!（4）去污

在對設(shè)備進行檢修時，對設(shè)備表面沉積的放射性物質(zhì)進行去污，則可降低被檢修設(shè)備的放射性活度。去污方法是先用堿性高錳酸鉀，再用草酸、檸檬酸二胺溶液浸泡的二級去污，去污后放射性活度可降低1個量級。但這種去污方法不適合于全回路的去污，因去污后產(chǎn)生的廢物不適宜于用離子交換樹脂去處理。（5）減少腐蝕產(chǎn)物的累積。

設(shè)備和管道的設(shè)計應能盡量減少腐蝕產(chǎn)物的累積。這就要求主冷卻劑設(shè)備和管道內(nèi)表面光滑，盡量減少腐蝕產(chǎn)物可能累積的死角。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第23頁!區(qū)域名稱有效劑量率（mSv/h）空氣污染濃度(DAC)居留特征非限制區(qū)≤0.001不受污染不限制監(jiān)督區(qū)（白）≤0.0025可忽略每季工作少于500h控制區(qū)常規(guī)工作區(qū)（綠）≤0.01≤0.1每周工作少于40h間斷工作區(qū)（黃1）≤0.1≤1每周工作少于1h限定工作區(qū)（黃2）≤1≤10管理進入高輻射區(qū)（橙）≤10限制進入極高輻射區(qū)（紅）>10通常禁止進入表5.1核行業(yè)標準EJ/T316-2001規(guī)定的輻射分區(qū)核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第24頁!工作人員進出控制區(qū)的程序如下：（1）進入控制區(qū)的一般程序為：憑控制區(qū)通行證領(lǐng)取“冷”更衣間更衣柜的鑰匙－脫去個人生活用服（僅留內(nèi)褲）－用鑰匙換劑量計－在“熱”更衣室穿基本防護服－進入控制區(qū)。（2）離開控制區(qū)的一般程序為：檢查基本防護服的污染情況－進入“熱”更衣室脫去基本防護服－檢查體表污染情況－進行體表面去污（淋浴或洗滌盆）－進入“冷”更衣室穿回個人生活用服。為便于管理，衛(wèi)生出入口設(shè)置的個數(shù)應盡量減少。也就是說對于一個放射性廠房，一般只設(shè)置一個衛(wèi)生出入口。對于整個核電廠應設(shè)置衛(wèi)生出入口的放射性廠房一般有：（1）核島廠房；（2）放射性廢物輔助廠房和暫存庫；（3）放射性機修和去污車間；（4）廠區(qū)放射性實驗室等。不同廠房的衛(wèi)生出入口要求設(shè)置的基本設(shè)施多少應不同。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第25頁!（2）屏蔽要求不同，在工藝上要求防止設(shè)備的輻照損傷，防止材料的活化，以及防止屏蔽材料的發(fā)熱等。在輻射安全上則需根據(jù)工作人員接觸設(shè)備的頻率和時間，確定不同的輻射水平，分區(qū)進行屏蔽設(shè)計。（3）屏蔽設(shè)計復雜，要根據(jù)不同對象和要求采取不同形式的屏蔽，如整體屏蔽(即對整個輻射源整體用屏蔽材料包圍起來)、分部屏蔽(即對輻射源的部分用屏蔽材料包圍起來)、陰影屏蔽(即用屏蔽板對輻射源擋起來,工作人員或部分身體在屏蔽板的陰影下工作)、可移動式屏蔽；對一些“熱點”要采取局部屏蔽；對管道貫穿造成的縫隙漏束要采取特殊的防縫措施；要考慮出入口的屏蔽形式，如迷宮和防護門；要考慮屏蔽層中的次級γ和屏蔽層發(fā)熱問題等。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第26頁!屏蔽設(shè)計中需要注意的主要問題有：（1）堆本體屏蔽一般分為一次屏蔽（也稱為設(shè)備屏蔽）和二次屏蔽（也稱為生物屏蔽）。前者是要使屏蔽層外的設(shè)備基本不會受到活化，和設(shè)備材料（主要是有機材料，例電線的絕緣材料）不會受到輻照損傷；后者是根據(jù)輻射分區(qū)把屏蔽層外的劑量率降到合理的水平，以保護工作人員的輻射安全。因而這兩次屏蔽層的厚度要綜合考慮。為防止設(shè)備基本不會受到活化，行標EJ/T317-1998《壓水堆核電廠輻射屏蔽設(shè)計準則》規(guī)定了，在停堆后可進入地方處，運行時熱中子注量率應小于1×105n/cm2.s。（2）必須在壓力殼內(nèi)設(shè)置“熱屏（蔽）”，限制進入壓力殼和屏蔽層的中子和γ射線注量率?！盁崞痢焙穸鹊脑O(shè)計取決于：1）限制進入壓力殼的最高中子注量率（主要是快中子），防止快中子對壓力殼鋼材引起的輻照損傷，即輻照脆化，引起鋼材的屈服強度和抗拉強度增加，延伸率和沖擊韌性降低，材料變脆；核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第27頁!（5）對于乏燃料的屏蔽計算中，除考慮γ射線外，還應考慮可裂變物質(zhì)的自裂變產(chǎn)生的中子和乏燃料中一些核素（特別是氧）的（α,n）反應產(chǎn)生的中子。特別是對乏燃料運輸容器的屏蔽，要考慮此問題。（6）對于在核島廠房外的應急指揮中心、應急支持中心等，屏蔽設(shè)計必須要考慮嚴重事故時放射性煙羽引起的外照射，保證該房間的可居留性（即要起到應急輻射防護的作用）。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第28頁!5.7通風

通風是防止污染空氣的擴散、降低工作場所空氣中放射性濃度的重要手段，是降低工作人員內(nèi)照射的重要措施。從輻射防護角度，對通風設(shè)計的基本要求有：（1）合理的氣流組織，即從干凈區(qū)—臟區(qū)—處理設(shè)施—排入大氣。（2）防止污染擴散，即通過氣密封（合理的壓差）防止污染氣體進入干凈區(qū)，必要時使用逆止閥，防止空氣的倒流。（3）確定合理的換氣次數(shù)，各房間的通風速率、換氣次數(shù)要根據(jù)該房間工作人員停留的情況，空氣中可能的放射性濃度大小來確定。（4）各工藝房間的通風設(shè)計，一般應保持負壓，必要時應使用逆止閥，以防止空氣的倒流。（5）核島廠房內(nèi)的主控室、備用停堆點，核島廠房外的應急指揮中心、應急支持中心等的通風，必須是送風量大于排風量，以保持這些房間內(nèi)處于輕微正壓。在發(fā)生嚴重事故后要提供對這項房間工作人員的呼吸空氣，并維持輕微正壓（一般至少3mm水柱），以防止放射性污染空氣進入，保證該房間的可居留性（應急輻射防護的作用）。（6）合理的布置送風口和排風口，防止污染物排放出現(xiàn)死角，必要時需加上局部排風。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第29頁!管道敷設(shè)時要注意防止放射性物質(zhì)在管道內(nèi)的沉積，應采取下列措施：①管道應盡可能地短。②選用適當?shù)墓軓剑３至己玫牧黧w力學條件。③防止出現(xiàn)死角。④保持一定坡度。⑤彎曲半徑大于5倍管道的直徑。⑥保持管道內(nèi)表面光滑。⑦管道的焊點應盡可能少，以減少泄漏的可能。（5）設(shè)備和管道的隔熱層要便于拆卸和安裝。如果設(shè)備和管道內(nèi)的放射性介質(zhì)（汽和水）可能泄漏時，則需避免采用吸水性隔熱材料，防止放射性物質(zhì)在隔熱層內(nèi)濃集。（6）對可能存在泄漏的設(shè)備，除具有良好的密封措施外，還要做到檢修拆換時可快速進行，并便于移地和沖洗去污等。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第30頁!

必須指出的是：按國標GBZ232

《核電廠職業(yè)照射監(jiān)測規(guī)范》的要求，對于工作場所的劑量監(jiān)測應給出周圍劑量當量率H*(10),估計有效劑量；和定向劑量當量率H*(0.07)的值，估計皮膚劑量。（2）工藝系統(tǒng)的輻射監(jiān)測（即：工藝監(jiān)測）工藝監(jiān)測的目的是：檢查核電廠一些帶放射性的工藝系統(tǒng)或工藝過程的性能，是否超過了技術(shù)規(guī)格書中規(guī)定的限值，以及該系統(tǒng)是否處于正常工作狀態(tài)。設(shè)計原則是：對于某些工藝設(shè)備或工藝過程，凡是通過輻射水平的變化或放射性活度的變化能反映出該設(shè)備性能的變化的、或者說在進行某種工藝操作時而引起輻射水平或放射性活度的變化的地方，應設(shè)置監(jiān)測道。監(jiān)測的方式有：大多是固定式的連續(xù)監(jiān)測道。但也有的是攜帶式的監(jiān)測，以及取樣監(jiān)測。例如一回路冷卻劑中放射性活度測量。在核電廠正常運行的情況下，工藝系統(tǒng)輻射監(jiān)測反映著核電廠各系統(tǒng)的運行情況。一旦有事故，則起事故監(jiān)測的作用。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第31頁!（二）環(huán)境輻射監(jiān)測（即：環(huán)境監(jiān)測）

核電廠的放射性流出物排到環(huán)境之后，通過彌散和遷移在環(huán)境介質(zhì)中傳播，從而進入生物圈造成對公眾的輻射影響。環(huán)境監(jiān)測的對象是測量環(huán)境介質(zhì)和生物介質(zhì)中的放射性水平，從而了解核電廠的運行對環(huán)境造成污染的情況，也為核電廠運行的環(huán)境影響評價提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。

環(huán)境監(jiān)測的監(jiān)測點布置范圍和多少、測量的對象、和分析的項目，各核電廠應根據(jù)該核電廠的具體環(huán)境情況（氣象、水文、人口分布、土地和水體利用等）來確定。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第32頁!5.10設(shè)置警示標志由于核安全和輻射防護的要求，核島主廠房群均為無窗廠房，以及屏蔽隔離的需要，許多操作通過機械設(shè)備在遠距離或水下進行。廠房高大、機械吊運和裝卸設(shè)備多，水下操作多、操作平臺及鋼梯的設(shè)置比較普遍、配電和輸變電設(shè)備等級較高、管路的高溫高壓等等特點，決定了警示標志的采用對核電廠的安全生產(chǎn)、減少和避免工作人員的輻射危害具有重要意義。國標GB2894規(guī)定了工礦企業(yè)、建筑工地、廠內(nèi)運輸和其它必要提醒人們注意安全的場所，皆應設(shè)置安全標志和提示標志。從輻射防護角度，有關(guān)的警示標志一般應有：（1）放射性管道、設(shè)備，廢物容器，放射性工作場所應按國標GB18871的規(guī)定設(shè)置電離輻射標志。（2）核島廠房內(nèi)應按GB2894《安全標志》的規(guī)定設(shè)置安全標志和提示標志。設(shè)置事故應急撤離路線標識和位置指示標志；（3）放射性廠房內(nèi)根據(jù)輻射分區(qū)的要求，對不同區(qū)域分別設(shè)置醒目的分區(qū)標志（可用顏色標出），并標明各區(qū)的輻射特征；（4）廠區(qū)內(nèi)的道路應標志出放射性物品運輸?shù)缆泛蛻背冯x路線標識。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第33頁!

（2）制定輻射防護大綱和輻射防護規(guī)章核電廠在首次裝料前應制定出并經(jīng)審批的輻射防護大綱、輻射防護規(guī)章制度，指導本核電廠的輻射防護工作。目的是通過管理機構(gòu)、規(guī)章制度、和實施程序等來反映輻射防護職責、輻射防護措施的落實程度，能否做到保護工作人員和公眾。輻射防護大綱編寫的內(nèi)容一般應包括：1）各管理部門的輻射防護與安全職責，包括相應的組織安排、業(yè)主、注冊者、許可證持有者各自的責任劃分；2）指定控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)；3）用于進行工作監(jiān)督的崗位責任；4）個人及場所監(jiān)測的安排，包括如何獲得和維護輻射防護儀器；5）與控制受照、職業(yè)輻射防護及安全相關(guān)的決策、個人監(jiān)測的信息記錄與報告系統(tǒng)；6）有關(guān)危害的性質(zhì)、防護（包括個人防護用品的使用）與安全的教育與培訓；7）定期評估和審計輻射防護程序的方法；8）干預計劃；9）健康監(jiān)護計劃；10）質(zhì)量保證與過程改進的相關(guān)要求。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第34頁!

3）控制區(qū)內(nèi)各子區(qū)的工作時間限制已列在表5.1（即輻射分區(qū)的規(guī)定）中，對于限定工作區(qū)和特許工作區(qū)內(nèi)的工作時間，應事先通過測量了解該區(qū)的劑量率，并根據(jù)待進入人員的輻照歷史，經(jīng)過輻射防護人員核實確認，并得到有關(guān)領(lǐng)導批準后才能進入。4）在控制區(qū)內(nèi)凡是否需要采取輻射防護措施的工作，都必須執(zhí)行輻射工作許可證制度，許可證要注明工作場所輻射水平，污染程度，輻射危害類型，防護措施，允許工作時間和輻射監(jiān)測要求等。許可證由負責輻射防護的部門簽發(fā)。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第35頁!（6）對工作人員進行醫(yī)學監(jiān)督和檢查

核電廠對工作人員應定期地進行常規(guī)醫(yī)學檢查，其目的是評價工作人員的健康狀況，提供在職或事故輻射照射情況下原始健康狀況資料，確定工作人員的健康狀況能否從事輻射工作。

核電廠應任命受過醫(yī)學和輻射醫(yī)學專門培訓的醫(yī)生，負責處理核電站工作人員的常規(guī)醫(yī)學監(jiān)督和檢查的組織工作。

核電廠對受到內(nèi)、外照射超過年劑量限值的異常受照人員，必須尋求醫(yī)學咨詢，根據(jù)實際受照情況，負責醫(yī)生給出正確的、迅速的醫(yī)學處理。核電廠應就地對較高異常受照人員進行初步的處理和必要的醫(yī)學檢查，必要時應把嚴重受照人員轉(zhuǎn)移到專業(yè)的醫(yī)療機構(gòu)進行治療。異常受照人員能否繼續(xù)從事輻射工作，應由負責醫(yī)生會同輻射防護部門，在考慮受照人員的受照歷史情況后作出判斷。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第36頁!1.4,最優(yōu)化原則的應用

輻射防護最優(yōu)化是輻射防護體系中的重要基本原則，對于核電廠來說，應做到：（1）在考慮了下列經(jīng)濟和社會因素之后，所有的照射都應當保持在規(guī)定限值以內(nèi)，并處于可合理達到的盡量低的水平（即ALARA原則）：1）應當通過輻射防護措施，把核電廠運行狀態(tài)引起的輻射照射降低到這樣的數(shù)值，使得進一步增加設(shè)計、建造和運行費用與所獲得的輻射照射的減少相比已不值得（經(jīng)濟因素）。2）設(shè)計中應考慮減小輻射防護控制區(qū)中不同類型工作人員所接受到的職業(yè)照射劑量的差異，避免放射性工作區(qū)的惡劣工作條件（社會因素）?？赡苁艿阶畲笳丈涞墓ぷ魅藛T包括換料、維修、檢查和輻射防護人員等。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第37頁!1.5,設(shè)計目標

對于核電廠運行期間的設(shè)計目標主要是：（1）為了保證設(shè)計將人員受照劑量降低到可合理達到的盡量低的水平，同時體現(xiàn)最佳實踐，應當對職業(yè)照射設(shè)定個人劑量和集體劑量設(shè)計目標。設(shè)計目標應體現(xiàn)劑量約束的概念，為劑量限值的一個適當?shù)姆蓊~。（2）為了將設(shè)計的重點放在對工作人員的個人劑量和集體劑量貢獻最大的有關(guān)方面，需要對可能受到最大劑量的工作人員組設(shè)定集體劑量設(shè)計目標，例如維修人員和保健物理人員等。同樣，需要對每個工種的集體劑量設(shè)定設(shè)計目標，例如主要部件的維修、在役檢查、換料和廢物管理等。與設(shè)計關(guān)鍵階段的劑量評價相結(jié)合，上述設(shè)計目標可作為劑量監(jiān)測和運行中劑量管理的依據(jù)。（3）集體劑量的設(shè)計目標可用人·希沃特/吉瓦·年（man·Sv/GWe·a）的形式來表示。一般而言，集體劑量設(shè)計目標應不超過1man·Sv/GWe·a（單一年份的上限值）。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第38頁!壓水堆(PWR)示意圖核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第39頁!

堆本體及一次冷卻劑系統(tǒng)布置在安全殼內(nèi)；化容控制系統(tǒng)及堆安全系統(tǒng)主要設(shè)備都布置在輔助廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；燃料操作系統(tǒng)主要在燃料廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；三廢處理系統(tǒng)布置在輔助廠房內(nèi)；透平發(fā)電系統(tǒng)布置在透平廠房內(nèi)。

堆本體是一個圓柱形壓力容器（也稱壓力殼），內(nèi)部裝有堆芯燃料組件及上、下支撐板、控制棒、堆芯筒體、熱屏蔽等。冷卻劑水進入反應堆后從堆芯筒體和壓力容器壁間向下流到堆底后轉(zhuǎn)彎向上，將鈾裂變發(fā)出的熱量帶走，從堆芯上部流出。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第40頁!

堆安全系統(tǒng)主要是針對失水事故設(shè)置的，其中包括：（1）應急堆芯冷卻系統(tǒng)，由蓄壓水箱注入，高壓注入和低壓注入等系統(tǒng)組成，向堆芯提供應急冷卻；（2）安全殼噴淋系統(tǒng)，用來降低事故時安全殼內(nèi)的壓力、溫度及空氣中放射性碘和微塵的濃度；（3）余熱去除系統(tǒng)，用于去除停堆后的堆芯剩余發(fā)熱；（4）安全殼內(nèi)空氣循環(huán)過濾系統(tǒng)；（5）安全殼隔離系統(tǒng)。

燃料操作系統(tǒng)，主要設(shè)備有裝卸料機、運輸小車、運輸通道、運輸容器、燃料存放池、存放池水的冷卻和凈化系統(tǒng)等，作用是進行燃料組件的裝卸、存放和發(fā)送等工作。

二回路透平發(fā)電系統(tǒng)，與火力發(fā)電廠基本相同。但蒸汽壓力較低，蒸汽量較大。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第41頁!表2.1壓水堆核電廠的主要參數(shù)參數(shù)名稱單位嶺澳核電廠1#、2#機組秦山二期核電廠1#、2#機組熱功率MWt28951930電功率MWe900600環(huán)路數(shù)條32主冷卻劑/運行壓力（絕對）MWa15.515.5主冷卻劑進/出口溫度℃292.4/327.6292.8/327.2每條環(huán)路流量m3/s6.616.48燃料組件數(shù)盒157121鈾的總裝量T72.06355.8活性區(qū)高度（冷態(tài)）M3.663.658活性區(qū)等效直徑（冷態(tài)）M2.67蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力Mpa6.718.6蒸汽發(fā)生器二次側(cè)溫度℃316核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第42頁!（2）裂變產(chǎn)物發(fā)出的緩發(fā)γ射線U-235裂變產(chǎn)生大量的裂變產(chǎn)物，它們的質(zhì)量數(shù)從72到166，共計300多種同位素，加上堆芯內(nèi)的活化產(chǎn)物和超鈾元素，在堆芯內(nèi)總共約有400種放射性核素。這些裂變產(chǎn)物大多數(shù)是不穩(wěn)定的核，它們在衰變過程中發(fā)出β射線、γ射線（有的還發(fā)出中子），混合裂變產(chǎn)物γ射線的能量在10KeV～6.7MeV之間。（3）其它γ射線堆芯中發(fā)的γ射線，除上兩項之外還有熱中子俘獲γ，快中子的非彈性散射γ、核反應產(chǎn)物γ、活化產(chǎn)物γ、湮沒輻射和軔致輻射等。這些γ射線在數(shù)量上和所帶走的總能量都比前兩項小，但俘獲γ和非彈性散射γ可產(chǎn)生在屏蔽體內(nèi)，且俘獲γ的能量很高（6～8MeV），因而在屏蔽計算時必須考慮。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第43頁!

必須指出的是，表3.1～表3.3給出的數(shù)值是U-235裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的數(shù)值。而實際上在堆芯內(nèi)還有其它核素的裂變，例U-238的快中子裂變，U-238吸收中子后轉(zhuǎn)變成Pu-239的裂變，此外，堆芯中還有結(jié)構(gòu)材料在中子作用下產(chǎn)生的放射性活化產(chǎn)物。因而對于一個實際的核電廠，表3.1～表3.3給出的數(shù)值只能是堆芯輻射源項的近似代表。

表3.4給出了華能山東島灣核電廠高溫氣冷堆核電站示范工程（代號HTR-PM）堆芯主要核素放射性總量。單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度約為1.59×1017Bq/MW。

核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第44頁!3.2冷卻劑系統(tǒng)中的放射性

（一）PWR

在PWR主冷卻劑水中放射性物質(zhì)的來源為：（1）包殼破損的燃料元件裂變產(chǎn)物的泄漏；（2）燃料元件表面污染的鈾，發(fā)生裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物；（3）冷卻劑回路管道內(nèi)表面、堆內(nèi)構(gòu)件和設(shè)備表面的腐蝕產(chǎn)物的活化（一種是先被腐蝕下來的物質(zhì)通過堆芯時被活化，另一種是堆內(nèi)構(gòu)件先被活化后再被腐蝕下來進入冷卻劑）；（4）冷卻劑水本身、原有雜質(zhì)及化學添加物（例如硼、氫氧化鋰、聯(lián)氨等）的活化。

主冷卻劑水的凈化、泄漏，核素的衰變和在設(shè)備表面上的沉積會使水中放射性濃度降低。3.2.1主回路中的放射性活度核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第45頁!

必須指出的是：1）表3.6給出的數(shù)值只是參考堆的典型值，對于一個具體核電廠必須根據(jù)它堆芯和主回路的設(shè)計進行計算，得出實際的主冷卻劑水中的放射性濃度。2）核電廠工作人員受到的輻射劑量大約70％來自于檢修，而檢修時的劑量又主要來自主回路設(shè)備中沉積的腐蝕活化產(chǎn)物量，特別是Co-60。因而設(shè)計中設(shè)法降低主冷卻劑水中的腐蝕活化產(chǎn)物濃度十分重要。選低鈷不銹鋼，降低水中Co-60的活度。（二）HTR（高溫氣冷堆）HTR主回路冷卻劑是氦氣，活化產(chǎn)物不是來源于水對堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料（包括元件包殼）腐蝕產(chǎn)物的活化，而是來源于燃料元件包殼石墨和結(jié)構(gòu)材料石墨中吸附的雜質(zhì)氮、氧等（特別是石墨含有的雜質(zhì)鋰，因6Li(n,α)3H反應產(chǎn)生的氚是主冷卻劑氦中氚的主要來源）的活化，以及石墨和氦本身的活化，生成的活化產(chǎn)物主要的是C-14、H-3。因而HTR主冷卻劑氦中的活化產(chǎn)物很低，這就較大地降低了檢修時工作人員可能受到的劑量。表3.7給出了HTR-PM主冷卻劑氦中放射性核素濃度?？偦疃燃s為5.96×1011Bq，濃度約為8.7×105Bq/L，單位功率下的裂變產(chǎn)物濃度約為；3.5×10-3Bq/W.L，大大低于PWR。HTR采用包覆顆粒燃料，4層包覆層（由內(nèi)到外分別是疏松熱解碳層、內(nèi)致密熱解碳層、碳化硅層、外內(nèi)致密熱解碳層）對裂變產(chǎn)物有很強的阻擋能力。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第46頁!3.2.2二回路中的放射性活度

對于PWR二回路中的放射性來源于主冷卻劑通過破損的蒸汽發(fā)生器換熱管向二回路的泄漏。表3.6中給出的二回路爐水和蒸汽中的放射性濃度是基于主冷卻劑向二回路的泄漏率為3.9×10-4kg/s而計算出來的。二回路水和蒸汽中的放射性活度較低，該表給出的數(shù)值可知：1）水中裂變產(chǎn)物濃度約8.45×10-4MBq/kg，腐蝕活化產(chǎn)物濃度約1.13×10-4MBq/kg，氚的濃度約3.70×10-2MBq/kg；2）蒸汽中裂變產(chǎn)物濃度約為4.51×10-5MBq/kg，腐蝕產(chǎn)物濃度約4.48×10-6MBq/kg，氚濃度約3.70×10-2MBq/kg。

對于HTR，由于二回路的壓力高于主回路，除了氚在高溫下通過蒸汽發(fā)生器熱管管壁穿透進入二回路外，主回路中的其它放射性核素難以進入二回路，因而對于高溫氣冷堆二回路的污染只需考慮氚。HTR-PM的計算結(jié)果為，在穩(wěn)定運行之后二回路中氚的濃度值約為3.3×10-2MBq/kg。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第47頁!核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第48頁!3.4乏燃料的儲存與運輸系統(tǒng)中的輻射源

核電廠的放射性物質(zhì)主要存在于燃料元件中，除了堆芯之外，其次是乏燃料存放池和運輸容器。

對于秦山二期核電廠，根據(jù)表3.1和表2.1給出的參數(shù)，可估算出一爐乏燃料的總活度（按運行3年、冷卻10天考慮）約4×1019Bq。每盒燃料組件的總活度約3.3×1017Bq。因而儲存水池和運輸容器的輻射防護問題十分重要。

對于HTR-PM，的燃料元件是包覆顆粒球形元件(直徑6cm),運行方式是連續(xù)換料，在運行時每個燃料球內(nèi)的放射性活度是不同的。達到燃耗后的燃料球?qū)⒈恍冻觯b入乏燃料球罐，每個罐裝50萬個乏燃料球罐。計算給出一個最新裝滿乏燃料球的貯存罐中放射性總活度為9.6×1017Bq。

對于HTR-PM，涉及到與燃料元件相關(guān)的系統(tǒng)還有燃料球的裝卸系統(tǒng)、燃料球的燃耗測量系統(tǒng)、碎燃料球貯存罐、檢修時堆芯中全部卸出時燃料球暫存罐等，它們都具有很高的放射性活度。為節(jié)省篇幅，此處不再給出。

核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第49頁!

4.核電廠的輻射危害因素核電廠的堆芯是一個強大的輻射源。各系統(tǒng)中又存在著大量的放射性物質(zhì)。輻射照射對工作人員是一個重要的危害因素。在核電廠各工藝房間內(nèi)的劑量率取決于該房間內(nèi)工藝系統(tǒng)設(shè)備中的放射性活度以及屏蔽層的厚度。對于反應堆運行時堆本體屏蔽層外的劑量率取決于瞬發(fā)γ和中子的強度和屏蔽層的厚度。顯然不同的核電廠差別很大。4.1外照射核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第50頁!

表4.3給出了化容控制系統(tǒng)混合床離子交換柱的輻射水平，由該表給出的數(shù)值可知，在閥門操作走廊的照射量率也可達0.0025～0.02R/h之間。在電站B第二次離子交換柱的下面，高達20R/h。

表4.4給出了各種過濾器的輻射水平。由該表給出的數(shù)值可知，對于不同過濾器的輻射水平不同。堆冷卻水過濾器的輻射水平最高，實測到的最大值為200R/h。

表4.5給出了一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平。從該表給出的數(shù)值來看，PWR一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平，在不同地方差別很大，最高與最低值之間的差別可高達5個量級左右。其中容積控制罐處的輻射水平很高，運行時最高值可達2×105mR/h，停堆后仍達300mR/h。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第51頁!4.2內(nèi)照射

由于設(shè)備的泄漏放射性物質(zhì)會進入設(shè)備房間的大氣中，工作人員吸入了這些放射性物質(zhì)，或由于表面污染而造成工作人員因食入或由皮膚滲入放射性物質(zhì)則會造成內(nèi)照射，因而這也是一個輻射危害的因素。

在輕水堆的核電廠中個人受到的輻射危害主要來自外照射，內(nèi)照射占的份額很小，一般說來只占職業(yè)照射總劑量的1%左右，或稍多一點。盡管如此，但也應重視。也就是說對各工藝房間必須進行空氣中放射性濃度的監(jiān)測和表面污染監(jiān)測，在操作過程中要采用必要的防護措施，防止放射性物質(zhì)進入體內(nèi)。

核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第52頁!核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第53頁!5.2控制輻射源

在設(shè)計階段應對核電廠的輻射源設(shè)計進行最優(yōu)化，因為輻射源會影響到整個核電廠的輻射水平，而其他方面的設(shè)計僅會對局部區(qū)域內(nèi)的輻射水平產(chǎn)生影響。對于PWR的設(shè)計來說，停堆后主要輻射源是活化腐蝕產(chǎn)物，只是在發(fā)生大量燃料包殼失效的情況下，裂變產(chǎn)物才也有可能成為主要的輻射源。

核電廠工作人員的職業(yè)照射主要來自維護檢修工作，其中主要的輻射源在主冷卻劑系統(tǒng)，因而降低該系統(tǒng)中的放射性活度水平，對于降低職業(yè)照射劑量十分關(guān)鍵。主要有下列措施：核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第54頁!

運行經(jīng)驗表明，如果調(diào)整硼酸和氫氧化鋰的濃度（即控制Li-B協(xié)調(diào)曲線），把PH值控制在6.9～7.4范圍內(nèi)，則可減少腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生和在設(shè)備表面的沉積，降低整個系統(tǒng)內(nèi)的放射性活度。有的核電廠在主冷卻劑中加入鋅來降低主冷卻劑系統(tǒng)結(jié)構(gòu)材料的腐蝕速率，其作用機制是鋅能進入材料表面的氧化膜中，將氧化膜晶格位置上的鎳和鈷置換出來，從而改變了氧化膜的形態(tài)、組成、和腐蝕特性，使得它更穩(wěn)定和更耐腐蝕。（3）過濾凈化

把主冷卻劑中的腐蝕產(chǎn)物過濾掉，可降低放射性活度，但常見的離子交換樹脂不能在主冷卻劑的工作溫度下工作，要采用在高溫下能工作的過濾器，則可降低主冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物的活度。

目前采用的過濾器有電磁過濾器和石墨過濾器。據(jù)報導，當沉降率為5×10-4/s時，主冷卻劑旁路流量份額為0.5%，過濾效率為90%時，冷卻劑攜帶的腐蝕產(chǎn)物濃度可降低1倍，當沉降率為10-2/s，旁路流量份額為0.5%時，冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物濃度則降低5～10%。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第55頁!

為對工作人員進入輻射區(qū)的工作進行管理，以盡量減少工作人員可能受到的劑量，和防止污染的擴散，對核電廠的放射性廠房應進行分區(qū)。國標GB18871規(guī)定輻射工作場所分為監(jiān)督區(qū)和控制區(qū)。

分區(qū)的方法是把輻射工作人員在一年的預期工作期間內(nèi)所接受的劑量可能超過5mSv的場所設(shè)定為控制區(qū)；把輻射工作人員在一年的預期工作期間內(nèi)所接受的劑量不超過5mSv，但超過1mSv的場所設(shè)定為監(jiān)督區(qū)；對于其他工作人員在一年的預期工作期間內(nèi)所接受的劑量不超過1mSv的場所設(shè)定為非限制區(qū)。

在控制區(qū)內(nèi)一般還按照輻射水平和污染水平的高低再劃分為幾個子區(qū)域。輻射水平和污染水平越高，越要嚴格控制在該區(qū)域內(nèi)的工作時間，采取嚴格的防護措施，以確保工作人員不超過年劑量限值。不同國家的子區(qū)域的劃分不完全一致，少的有三個子區(qū)，多的有六個子區(qū)。表5.1給出了我國的規(guī)定。5.3放射性廠房的分區(qū)和管理核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第56頁!

5.4設(shè)置衛(wèi)生出入口

為嚴格控制工作人員所受到的輻射照射，并對人員的受照劑量進行測量和記錄，同時也防止放射性污染的擴散，保證非放射性區(qū)域不受污染，在放射性廠房內(nèi)進入控制區(qū)處要設(shè)置衛(wèi)生出入口，對進入控制區(qū)的人員和移出控制區(qū)的物品要進行監(jiān)控，但人流通道和物流通道必須嚴格分開。衛(wèi)生出入口內(nèi)的基本設(shè)施：（1）人員的個人劑量監(jiān)測設(shè)備（個人劑量計或報警儀、熱釋光劑量片等）；（2）人員和設(shè)備外部污染檢測設(shè)備（全身劑量監(jiān)測儀、手、足表面污染監(jiān)測儀、設(shè)備表面污染監(jiān)測儀等）；（3）人員去污設(shè)備（淋浴、洗滌盆等）；（4）個人生活用服（包括鞋、襪）、清潔工作服等的貯存設(shè)施；（5）污染工作服貯存設(shè)施；（6）防護服、靴子、呼吸道保護設(shè)備（口罩、氣衣等）。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第57頁!5.5屏蔽設(shè)計

屏蔽是降低外照射的重要措施之一。核電廠的屏蔽比較復雜，其主要特點是：（1）輻射源的情況比較復雜，它們是：1）強度大，長期運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度約為1.7×1017Bg/MW；單位功率瞬發(fā)裂變γ強度約為2.3×1017MeV/MW.s；單位功率瞬發(fā)裂變中子強度約為7.7×1016n/MW.s，或1.6×1017MeV/MW.s。2）射線種類多，有瞬發(fā)γ和中子，有次級γ，特別是中子在屏蔽材料中產(chǎn)生的次級γ（俘獲γ及非彈性散射γ）。主回路中有16N發(fā)出的高能γ，對HWR回路中還有氘的（γ,n）反應產(chǎn)生的光激中子。3）能量范圍寬，γ射線能量在10KeV～10MeV之間；中子能量在ev量級～18MeV之間。4）反應堆運行和停堆時輻射源的類型、強度和能譜特性差別很大。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第58頁!（4）屏蔽材料選擇要多樣化。由于中子和γ與物質(zhì)的相互作用特性不同，因而對中子和γ要選用不同的屏蔽材料。常用的屏蔽材料有：混凝土、鐵、鉛、水，為吸收熱中子在屏蔽材料中有時需加入硼。對于γ射線的屏蔽要選用重材料（高原子序數(shù)Z），這是因為γ射線與物質(zhì)發(fā)生相互作用時原子序數(shù)越高，作用的幾率（稱為“作用截面”）越大。光電效應截面與Z5成正比，康普頓效應截面與Z成正比，電子對效應截面與Z2成正比。對于中子(特別是快中子)的屏蔽材料的選擇一定要考慮材料中含有較原子序數(shù)較小的元素（俗稱輕元素），特別是氫。這是由于中子與物質(zhì)相互作用時的非彈射散射產(chǎn)生能量較高的γ射線，而中子與輕元素相互作用發(fā)生一次彈射散射就會級大地損失能量，例中子與氫發(fā)生一次彈射散射，則可損失掉自己的全部入射動能。由此可很快地使中子能量降低，變成熱中子，在屏蔽層中被吸收掉。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第59頁!2）限制進入屏蔽層的中子和γ射線的最高注量率，以降低對屏蔽材料帶來的發(fā)熱影響。特別是要防止混凝土可能帶來的脫氫和脫水，而降低了對中子的屏蔽能力。

行標《壓水堆核電廠輻射屏蔽設(shè)計準則》規(guī)定了進入屏蔽層內(nèi)表面的中子注量率應小于5×109n/cm2.s；γ注量率應小于4×1010MeV/cm2.s。（3）在屏蔽設(shè)計中必須考慮防止由于貫穿件可能帶來的縫隙效應。由此在貫穿件穿過屏蔽層時應采用Z字形和彎曲形通道，確保在任何可見的路徑上都存在有屏蔽。此時在貫穿件附近屏蔽墻的厚度要加厚，或增加材料的密度。應對縫隙帶來的屏蔽減弱情況進行分析計算。（4）對于主回路系統(tǒng)設(shè)備（例主泵，管路）的屏蔽計算中，一個特別需要考慮的核素是N-16，它不但濃度很高，而且發(fā)出的γ射線能量也很高。對于HWR還應考慮氘的（γ,n）反應生成的光激中子。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第60頁!5.6采用操作器械和提高操作技術(shù)

距離防護，采用操作器械進行遠距離操作（特別是自動化程度高的器械）增加工作人員與輻射源之間的距離，能有效地降低工作人員受到的劑量，其中包括遠距離進行檢查、檢驗和遠距離進行檢修、設(shè)備的拆除和重新安裝等。

蒸汽發(fā)生器是PWR故障率較高的設(shè)備。蒸汽發(fā)生器傳熱管破損會導致主冷卻劑向二回路的泄漏,帶放射性的主冷卻劑向二回路泄漏，就會造成二回路設(shè)備污染。若采用人工的方法檢查破損小管，工作人員要站在蒸汽發(fā)生器的人孔附近。資料報道在蒸汽發(fā)生器人孔處照射量率約在0.15～0.8R/h之間。檢查一個小管所需時間3～5分鐘，若檢查時間取4分鐘，則檢查100根小管則會受到約1～5R的照射。若采用自動定位的檢查裝置，工作人員可遠距離操作，只在安裝和取走檢查裝置時才需接觸到蒸汽發(fā)生器，則可大大降低受照劑量。

手工焊接堵管需要人進入蒸汽發(fā)生器水室內(nèi)工作，堵一個破口需要焊兩個塞子，約需10分鐘。而采用爆炸堵管，堵一個管子只需1分鐘。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第61頁!5.8系統(tǒng)和設(shè)備的合理布置核電廠各個系統(tǒng)和設(shè)備的合理布置能大大降低運行和維修人員的輻射照射，這在核電廠的設(shè)計時必須優(yōu)化考慮。從輻射防護角度，對系統(tǒng)和設(shè)備布置的基本要求有：（1）帶放射性設(shè)備、系統(tǒng)、廠房與不帶放射性的設(shè)備、系統(tǒng)、廠房要分開布置。非放射性設(shè)備、系統(tǒng)、廠房盡管遠離高輻射區(qū)。（2）輻射水平相對高的設(shè)備要相對集中、高輻射區(qū)布置在隔離區(qū)內(nèi)。（3）布置含有放射性的設(shè)備、管道等都要留有足夠的空間，以便于維護檢修，并使工作人員與輻射源保持一定的距離，需經(jīng)常維護檢修的設(shè)備盡可能遠離高輻射區(qū)。（4）輸送放射性介質(zhì)的管道盡量布置在高輻射區(qū)，必須通過低輻射區(qū)（即人員經(jīng)常進入的區(qū)域）時應盡可能短，并根據(jù)輻射水平采取必要的防護措施（例如局部屏蔽）。核電廠的輻射防護劉原中共69頁，您現(xiàn)在瀏覽的是第62頁!5.9輻射監(jiān)測