最新核电厂的辐射防护刘原中
模块式高温气冷堆正常运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算方法
模块式高温气冷堆正常运行工况下气载放射性物质向环境释放
量的计算方法
刘原中
【期刊名称】《辐射防护》
【年(卷),期】1994(14)1
【摘要】模块式高温气冷堆正常运行工况下向环境释放的气载放射性物质主要有６种来源。本文介绍了计算这６种来源的气载放射性物质向环境的释放量的方法。【总页数】5页(P10-14)
【关键词】高温气冷型堆;放射性物质;环境影响
【作者】刘原中
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL751
【相关文献】
1.模块式高温气冷堆的技术背景及展望 [J], 张浩;王建建
2.球首座球床模块式高温气冷堆核电示范工程开始装料 [J],
3.大亚湾核电站正常运行工况下气载放射性流出物浓度计算 [J], 姬文超;李华
4.全球首座球床模块式高温气冷堆核电示范工程开始装料 [J], 无
5.全球首座球床模块式高温气冷堆核电示范工程开始装料 [J],
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核能发电厂的安全防护与辐射监测系统设计
核能发电厂的安全防护与辐射监测系统设
计
随着能源需求的增加以及全球环境问题的日益突出，核能作为一种清洁、高效的能源选择受到了越来越多国家的关注与采用。然而，核能发电的同时
也带来了安全隐患和辐射风险，因此对核能发电厂的安全防护和辐射监测系
统的设计显得尤为重要。
核能发电厂的安全防护与辐射监测系统主要包括三个方面：核反应堆厂
房的安全防护、辐射监测系统和应急响应措施。在这三个方面，仅仅依靠技
术手段是不够的，还需要结合严格的管理制度和合理的应急预案，确保核能
发电的安全。
首先，核反应堆厂房的安全防护是核能发电厂安全的基石。核能发电厂
的核反应堆厂房需采用特殊的建筑材料和工艺，以保障反应堆内部的辐射物
质不外泄。此外，厂房周围的安全区域需划定并建立阻挡辐射的屏障，如混
凝土墙壁和防护设施，确保辐射不会对厂区周边环境和人员造成伤害。
其次，辐射监测系统是核能发电厂安全防护的重要组成部分。辐射监测
系统应该布设在核反应堆厂房内外，全天候、全方位地监测辐射水平，及时
发现异常情况。监测点的选取应该覆盖厂区内外的各个重要位置，包括核反
应堆和放射性废料贮存区等。监测系统应具备高灵敏度、快速反应和准确报
警的能力，能够及时准确地传递辐射数据给相关部门。此外，应建立统一的
数据中心，对监测数据进行实时汇总和分析，确保数据的准确性和可靠性。
最后，应急响应措施是核能发电厂安全防护的重要保障。核事故的发生
往往需要快速、有效的应急响应，以减少损失和辐射扩散的影响。核能发电
厂应建立健全的应急预案，并定期组织演练与培训。应急预案应包括应急控
核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究
核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研
究
张琼;逯馨华;王博;郭瑞萍;陈鲁
【摘要】本文介绍了核电厂气载放射性流出物对公众造成的剂量计算公式,概述了在正常运行工况下由于大气弥散所导致的公众剂量评价软件,比较分析了软件中典型放射性核素的有效剂量转移因子,并与相关标准进行对比分析,为我国核电厂环境影响审评提供了有益的技术参考.%Firstly, it introduces the public dose calculation formula and software on the nuclear power plant of airborne radioactive effluents to the public.Then it comparative analysis the transfer factor of the typical radionuclide under normal operating conditions by the atmospheric dispersion stly, it compared with the relevant standards and it gives some advices and provides useful technical reference for the environmental impact evaluation of nuclear power plants in China.
【期刊名称】《核安全》
宁德核电站辐射防护RP1
宁德核电站辐射防护RP1
1. 辐射防护的目的在于防止有害的确定性效应和随机性效应发生。 [判断题] *对
错(正确答案)
2. TLD佩戴在左胸位置，且应将没有名字的那一面朝外。 [判断题] *
对
错(正确答案)
3. 个人剂量限值不包括内照射剂量。 [判断题] *
对
错(正确答案)
4. 辐射源在人体内对人体形成的照射,叫做内照射。 [判断题] *
对(正确答案)
错
5. 放射性物质可通过食入、吸入和伤口(或皮肤)进入人体。 [判断题] *
对(正确答案)
错
6. 在控制区内禁止吸烟是防止放射性物质进入体内的有效措施之一。 [判断题] *对(正确答案)
错
7. 放射性物质表面污染有地面污染和人员污染两种类型。 [判断题] *
对(正确答案)
错
8. 测量表面污染时, 探测器应尽量地接近而不要接触被测的物体。 [判断题] *
对(正确答案)
错
9. 辐射防护的目的就在于使辐射工作人员本人不受到射线的辐射损伤。 [判断题] *对
错(正确答案)
10. 工作人员受照剂量小的辐射实践都是正当的。 [判断题] *
对
错(正确答案)
11. 6150AD5测量γ剂量率时, 显示的单位是μSv/h或mSv/h, 它将根据现场剂量率的大小自动转换单
位。 [判断题] *
对(正确答案)
错
12. 堆水池去污工作结束后, 作业人员可以自行将气衣小心的脱下来。 [判断题] *对
错(正确答案)
13. 61050AD5+6150AD17可用于测量固定的β表面污染。 [判断题] *
对(正确答案)
错
14. 、在控制区工作时应尽可能借用控制区内专用工具库的工作工具, 以避免工具频繁进出控制区, 从
核电厂的辐射防护
核电厂及反应堆的辐射防护
概述
自从1954年第一个示范性核电厂问世以来，核电厂已有了很大的发展。目前，发电用的核反应堆有十多种，其中比较成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、石墨水堆和重水堆。在当今世界的核电厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电厂占绝大多数
核电厂
核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电的。对于不同类型的核反应堆，相应的核电厂的系统和设备有较大的差别。
压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统所组成。
核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。同时由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又是一个辐射源。核反应堆内装有一定数量的核燃料，核燃料裂变过程中释放出的热能，由流经反应堆内的冷却剂带出反应堆，送往蒸汽发生器
核电厂
一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送至反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内，如此循环构成一个密闭的循环回路
核电厂
一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物通常称为反应堆安全壳。安全壳为内径约30米、高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境
核电厂
二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。由于核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性，特别是在燃料元件破损的情况下，一回路的放射性水平很高。因此从反应堆流出来的冷却剂一般不宜直接送入汽轮机。所以压水堆核电厂比普通电站多一套动力回路。核电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮发电机组厂房相似
“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计
㊀第41卷㊀第1期2021年㊀1月㊀
辐㊀射㊀防㊀护
Radiation㊀Protection
Vol.41㊀No.1
㊀㊀㊀Jan.
2021
华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计
毛亚蔚,米爱军,王晓亮,刘新建,陈巧艳,邱㊀林,高桂玲
(中国核电工程有限公司,北京100840)
摘㊀要:辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一㊂本文结合国际原子能机构(IAEA )提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标㊁设计内容与评估㊁确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化㊁辐射分区优化㊁事故后辐射防护设计优化㊁职业照射剂量评价㊁环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍㊂辐射防护最优化原则在 华龙一号 (HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行㊂
关键词:华龙一号;辐射防护最优化;最优化策略中图分类号:TL75;TL364
文献标识码:A
㊀㊀收稿日期:2020-05-26
基金项目:中国核工业集团 龙腾2020 科技创新计划三代核电技术升级项目(KY1606)㊂
作者简介:毛亚蔚(1974 ),女,1996年本科毕业于西安交通大学能源与动力工程学院核能与热能专业,2002年硕士毕业于美国密歇
根大学核能与辐射科学系,研究员级高级工程师㊂E -mail:maoyw@
1㊀最优化策略
国际原子能机构(IAEA)‘基本安全原则“(SF
-1)[1]原则5:防护的最优化要求 必须实现防护
的最优化,以提供合理可行的最高安全水平 ,为确定是否处于可合理达到的尽量低水平,必须事先(采用分级方案)对正常运行㊁异常工况或事故工况所造成的所有这类危险进行评定㊂核电厂设计的基本安全目标是在与之相关的所有活动中建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人与环境免受放射性危害㊂为实现此基本安全目标,核电厂的辐射防护设计必须保证在所有运行状态下厂内的辐射照射或由于该设施任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值,且可合理达到尽量低㊂同时还应采取措施减轻任何事故的放射性后果[2]㊂显然设计在满足工作人员与公众剂量限值与约束值的同时,应当充分考虑最优化原则的应用㊂IAEA 在其安全导则NS -G -1.13
《核动力厂环境辐射防护规定》修订编制说明
核动力厂环境辐射防护规定
（GB6249-XXXX）
修订编制说明
二○○七年九月
《核动力厂环境辐射防护规定》
国家标准修订编制说明
一、标准修订的背景
国家标准《核电厂环境辐射防护规定》（GB 6249-86）是针对轻水堆型陆地固定式核电厂的厂址选择、设计、建造、运行、退役和扩建、改建或变更运行工况所制定的专项环境辐射防护技术标准，该技术标准自1986年12月1日正式实施以来，在促进我国核电事业发展、保护环境、保护公众安全方面发挥了重要作用。同时，我国现有的除核电厂以外的其它相关核设施的环境辐射管理和评价也基本上参照执行该技术标准。
迄今为止，该项标准已实施达21年之久，期间，由于科学技术快速发展，公众对核电的认知度不断加深，核电在我国经历了一个从无到有，从适度发展到积极推进的过程，核电厂址也从早期的一址单堆、一址双堆向一址多堆演进，环境特征较为复杂的内陆核电厂址在国内多个省份不断涌现，核电技术的安全性不断提高。上述新情况使得核电发展早期编制的国标GB6249-86在实际应用中遇到了许多与新的核电技术要求和新的厂址环境特征不相适应的情况，从而给环境影响评价、核安全与环境审评带来诸多争议。与此同时，2002年《中华人民共和国放射性污染防治法》等相关的专项新法规和《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）、《放射性废物管理规定》（GB14500-2002）等与辐射防护相关的专项新标准不断颁布，使得早期制定的GB6249-86（下位标准）修订更是迫在眉捷。此外，在GB6249-86编制后的二十多年期间，国际辐射防护理论和技术有了很大的进步，术语和概念都有所更新，对应地要求GB6249-86中的相关内容也应变化。由此可见，从国家相关法规和技术标准的进步，国际辐射防护理论的发展，以及国家核电发展形势的变化等三个方面，对GB6249-86的修订是必要的，也是紧迫的。
核电厂环境辐射防护规定
核电厂环境辐射防护规定
核电厂环境辐射防护规定
1. 引言
本文旨在规范核电厂环境辐射防护措施，保护人员和环境免受辐射的危害。本规定适用于所有核电厂的建设、运营和维护阶段。
2. 定义和缩略语解释
2.1 辐射：指核电厂在核反应中产生的能量传播到周围环境的过程。
2.2 辐射防护：指通过采取各种措施减少辐射的危害，保护人员和环境的安全。
2.3 辐射剂量：指人或物体在单位时间内接受到的辐射能量。
2.4 排放：指将辐射物质从核电厂排入环境中的行为。
3. 辐射防护管理体系
3.1 组织架构
核电厂应建立完善的辐射防护管理机构，明确责任与权限，并制定相应的管理程序和工作指南。
3.2 人员培训和考核
核电厂应对参与辐射防护工作的人员进行系统的培训和考核，确保其具备必要的知识和技能。
3.3 辐射监测
核电厂应建立辐射监测系统，定期监测环境中的辐射剂量，并进行记录和报告。
4. 辐射防护措施
4.1 设备和设施设计
核电厂应在设计阶段就考虑到辐射防护的要求，合理布局设备和设施，降低辐射泄漏的风险。
4.2 辐射防护屏蔽
核电厂应采取适当的屏蔽措施，减少辐射的泄漏和散射，确保人员和外部环境受到最小的辐射影响。
4.3 个体防护
核电厂应提供适当的个体防护装备，并指导人员正确使用，减少辐射对个体的伤害。
4.4 辐射管理
核电厂应建立辐射管理程序，确保合理使用放射性物质，控制辐射源的数量和剂量，避免超出限定值。
5. 废物管理
核电厂应建立废物管理措施，包括正确处理和储存放射性废物，减少对环境的污染。
6. 事故应急预案
核电厂应制定事故应急预案，明确各类事故的处理措施和责任分工，保障在事故发生时及时有效地进行处置和救援。
中华人民共和国专业标准 核电站放射卫生防护标准
中华人民共和国专业标准核电站放射卫生防护标准
佚名
【期刊名称】《中国辐射卫生》
【年(卷),期】1992(1)1
【摘要】1.总则1.1 为保障核电站工作人员和广大公众的健康安全,促进我国核电事业的发展,特根据国家标准《放射卫生防护基本标准》制定本标准。1.2 本标准适用于陆地上一切利用核能生产电能供输出使用的核电站。
【总页数】7页(P1-7)
【关键词】放射卫生;放射防护标准;核电站
【正文语种】中文
【中图分类】R142
【相关文献】
1.放射卫生防护标准专业委员会全体委员工作会议在京召开 [J], 放射卫生防护标委会
2.放射卫生防护标准新进展——第六届放射卫生防护标准专业委员会盘点 [J], 姜晓燕
3.放射卫生防护标准新进展——第六届放射卫生防护标准专业委员会盘点 [J], 姜晓燕
4.第六届卫生部放射卫生防护标准专业委员会第八次卫生标准工作会议在武汉召开[J],
5.苏旭其人——卫生部放射卫生防护标准专业委员会主任委员专访 [J], 谢燕青
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核动力厂环境辐射防护规定(意见稿)
ICS
GB ICS 号 中国标准文献分类号 备案号
XXXXXXXXXXX 发 布
附件二：
GB6249-XXXX
目 次
前言..........................................................错误！未定义书签。
1 适用范围......................................................错误！未定义书签。
2 引用标准......................................................错误！未定义书签。
3 定义..........................................................错误！未定义书签。
4 环境辐射防护总则 (3)
5 厂址选择要求 (4)
6 运行状态下的剂量约束值和排放控制值 (5)
7 事故工况下的辐射防护要求 (6)
8 流出物排放管理和流出物监测 (7)
9 辐射环境监测 (8)
10放射性废物管理 (9)
11核动力厂的退役 (9)
前 言
本标准的全部技术内容均为强制性的。
本标准是对《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）的修订，在修订时，依据本标准在国内二十多年的应用经验，将其适用范围从核电厂适当扩展至核动力厂。同时，在标准修订过程中，充分考虑了国家新近颁布的相关法规要求以及国内已运行核动力厂的经验反馈，结合了国际上辐射防护领域的新进展，保留了现行标准中实践证明适合我国国情的相关技术内容。
本标准的格式按国家标准的一般格式要求进行编排。修订时，增加了适用范围和引用标准两部分内容，同时将原标准在附录中给出的名词解释移至标准的第三部分给出。此外，将原标准第六部分中的流出物监测与环境监测相关内容分开，其中将流出物监测相关内容与原标准第五部分中的流出物的排放管理相关内容合并为标准的第八部分，环境监测相关内容单独作为标准的第九部分。原标准第七部分“放射性废物的贮存和运输”中的相关条款要求放入标准的第十部分，同时将该部分的内容扩展至“放射性废物管理”。
分段烟羽模型和烟团模型在核事故应急中的应用比较
图 5 41×41 网格 系统上的风场 Fig .5 The wind field in a 41 ×41 grid system
由前面的计算结果还可以推知 , 在非均匀 稳定流场条件下 , 烟团模型模拟的结果将比分 段烟羽模型的结果更为合理 。
5 讨 论
选择实时剂量预测模型时 , 应考虑具体的 291
σx
σy
·
∞
∑
e-12
+e z-zc
+2 σ
nzi
nv
2
-12
z
z -zc +2nzinv 2 σ
z
n =-∞
(3)
式中 xc , y c 和 zc 是烟团的中心坐标 ;Z inv为逆 温层顶的高度 ;σx , σy 和 σz 分别为烟团的水平 和垂直扩散 参数 ;x , y 和 z 是计 算点的 坐标 。
当烟团的尺寸增加到一定限值时 , 原始烟
团将被分裂成几个小烟团 , 以这些小烟团代替
核能安全辐射防护标准
核能安全辐射防护标准
核能是一种强大而复杂的能源形式，对环境和人类健康有着重要的
影响。为了确保核能的安全和可持续发展，制定合理的辐射防护标准
至关重要。本文将探讨核能安全辐射防护标准的重要性、国际标准以
及一些相关领域的标准。
一、核能安全辐射防护标准的重要性
核能安全辐射防护标准是保障核能行业安全运行的基石。合理的防
护标准可以保护人员在核能相关工作中免受辐射的危害，保障公众的
健康和生活安全。辐射防护标准的制定旨在确保不同核能设施的正常
运行，并规定了辐射测量和监测的标准和程序。
二、国际标准
1. 国际原子能机构（IAEA）制定了一系列核能安全辐射防护标准，例如《辐射防护指南》、《核安全标准指南》等。这些标准专门针对
核能行业，规定了核电站运行、辐射监测和辐射防护的要求。
2. 国际电工委员会（IEC）制定了与核能设备相关的标准，如《核
电站设备辐射防护标准》、《核工业中辐射安全的通用标准》等。这
些标准涵盖了从核能设备的设计到辐射防护的各个环节。
3. 国际标准化组织（ISO）也制定了一些与核能相关的标准，如
《核燃料循环辐射防护标准》、《离子辐射测量设备和仪器标准》等。这些标准旨在规范辐射测量和辐射防护设备的使用和管理。
三、核能安全辐射防护标准在相关领域的应用
核能安全辐射防护标准不仅适用于核电站，也涉及其他与核能相关
的领域。以下是几个重要领域的标准应用示例：
1. 医疗行业：核医学和放射治疗是医疗行业中常见的应用领域。相
关标准规定了医护人员的辐射防护要求，保障患者和医护人员的安全。
2. 工业行业：核能在工业行业中也有广泛应用，如无损检测、射线
核电厂辐射防护PPT课件
≤10
管理进入
限制进入
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
通常禁止进入
dose≥0.1Sv/h(10rem/h)
4.核电厂的辐射防护措施
• 美国的分区剂量率水平（50mSv/a)
损率） 活化产物16N（T1/2、Eγ＝）的屏蔽；屏蔽材
料与形式；
核电厂检修的屏蔽考虑：移动屏蔽或局部屏 蔽；
4.核电厂的辐射防护措施
3）时间和距离控制 工作人员在辐射场中剂量是正比于源强和时
间，和距离成平方反比。
设计上采用灵活方便结构、提供良好的检修；工作环境和条 件、减少不必要的照射时间；使用特殊的长柄工具等
31
图1-21 压水堆压力容器内结构示意图
1— 吊 装 耳 环
2— 封 头
30 3— 上 支 撑 板
4— 内 部 支 撑 凸 缘
1
29 5— 堆 芯 吊 篮
6— 上 支 撑 柱
2
28 7— 进 口 接 管
8— 堆 芯 上 栅 格 板
27 9— 围 板
3
26 10— 进 出 孔
4
25 11— 堆 芯 下 栅 格 板
仅仅为天然本底的1/10 放射性辐射的健康（包括致死癌症、非致死
核电厂辐射防护措施规程
核电厂辐射防护措施规程
核能作为清洁能源的重要组成部分，被广泛应用于各个行业，特别
是核电厂。但是，核能的应用也带来了辐射的安全隐患。为了保障核
电厂的安全运行，保护员工和公众的身体健康，制定一套完善的辐射
防护措施规程势在必行。本文章将从职业辐射防护、环境辐射防护和
应急措施等方面分述。
一、职业辐射防护
1.工作场所防护
核电厂应确保工作场所的辐射水平符合国家和行业规定的标准。首先，应对工作区域进行合理划分，严格按照不同辐射水平的区域进行
防护。针对高辐射区域，应设置辐射源屏蔽设施，采取合适的辐射防
护措施，如使用铅衣和屏蔽材料等。其次，应定期监测工作场所的辐
射水平，并及时采取措施进行调整和修复。
2.个人防护
核电厂的工作人员必须采取个人防护措施，确保自身的安全。在高
辐射区域工作的人员应佩戴防护用品，如铅背心、铅手套、防护帽等。同时，应注意佩戴防护装备的正确使用方法，并定期检查装备的完好
性和有效性。
3.辐射监测
核电厂应建立完善的辐射监测系统，对工作人员进行定期辐射剂量
监测和记录。针对高辐射区域，应加强实时监测，及时发现和处理辐
射超标事件。监测数据应储存并及时上报相关部门，确保监测的准确
性和可靠性。
二、环境辐射防护
1.辐射废物管理
核电厂在生产过程中必然会产生辐射废物，因此必须建立严格的辐
射废物管理制度。首先，应制定辐射废物的处理和储存方案，确保废
物得到安全、合理的处置。其次，应定期对辐射废物进行监测和评估，确保处理措施的有效性和环境安全。
2.辐射环境监测
核电厂应建立辐射环境监测系统，定期对周边环境的辐射水平进行
中核入场安全培训教材
中核入场安全培训教材
第一章电离辐射基础知识
一、核辐射的概念
核辐射是指原子核内部发生的一种能量释放过程，通过传播能量的方式称为辐射。
二、电离辐射的种类
1. α射线：由两个质子和两个中子组成的α粒子；
2. β射线：由电子或正电子组成的高速运动电磁波；
3. γ射线：能量最高的电磁波，通常伴随核反应产生。
三、电离辐射的单位
1. 剂量当量：表示人体吸收的电离辐射能量所产生的生物效应；
2. 吸收剂量：吸收电离辐射能量的物质单位质量。
第二章辐射防护原则及个人防护措施
一、辐射防护原则
1. 限制暴露时间：尽量减少与放射源接触的时间；
2. 增加距离：与放射源保持足够的距离；
3. 使用屏蔽物：合理选择和使用适当的屏蔽材料。
二、个人防护措施
1. 穿戴合适的防护服装：包括防辐射工作服、手套、鞋套等；
2. 佩戴防护装置：包括颈部铅块、护目镜等；
3. 遵守操作规程：按照操作规程进行工作，减少暴露风险。
第三章放射源和辐射设备的安全操作要求
一、放射源的管理
1. 放射源存放和搬运：保证放射源的安全存放和搬运，防止泄露和
丢失；
2. 放射源标识：对放射源进行明确的标识，包括标注辐射源的类型、放射性标志等。
二、辐射设备的操作
1. 操作前准备：进行操作前的检查，确保设备和人员的安全；
2. 操作规程：操作人员应按照规定的步骤进行操作，防止意外事故
的发生；
3. 定期检修：对辐射设备进行定期的检修和维护，确保其正常工作
状态。
第四章辐射事故应急处置
一、辐射事故的分类
1. 小事故：对人员造成一定影响，但不会引起严重后果；
2. 中事故：对人员可能造成较重影响，但不会引起生命危险；
核电厂辐射防护：辐射防护基础
随机性效应与受照剂量的关系
效 应 发 生 率
0
受照剂量
辐射防护的目的
-防止有害的非随机性效应；
-限制随机性效应的发生率，使之达到认为可 被接受的水平。
辐射防护三原则
— 实践正当化； — 辐射防护最优化； — 限制个人剂量当量。
辐射防护最优化
－在考虑了经济和社会的因素之后，应当将一切辐射 照射保持在合理达到的尽可能低的水平（As Low As Reasonably Achievable , ALARA）。因此，辐射防护 最优化原则也称为ALARA原则。
不同射线的性质与基本防护策略如下：
α射线
α射线与物质的作用方式为电离激发。 穿透本领很小，1张纸即可屏蔽。 5.3MeV的粒子在标准状态空气中的平均射程
3.84cm，在生物肌肉组织中的射程仅为3040m，人体皮肤的角质层就可把它挡住。 因此，绝大多数α放射性物质不存在外照射风险。
β射线
导出限值
根据基本限值，通过一定的模式导出一个供辐射防护 监测结果比较用的限值，这种限值称为导出限值。
在实际工作中，可以针对辐射监测中测量的任一一个 量（如工作场所的剂量率、空气放射性污染浓度、表 面污染水平等）推导出相应的导出限值例如导出空气 浓度DAC就是根据下面模式导出的：
假定参考人工作时每分钟空气吸入量为0.02m3/min，辐射工作 人员一年工作50周，每周工作40h，因此一年总计工作2000小 时，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就等于放射性核素的年摄入量限值ALI除以 参考人一年工作时间内吸入的空气量，1DAC=ALI/2.4×103
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堆芯中发的γ射线，除上两项之外还有热中子俘获γ，快中 子的非弹性散射γ、核反应产物γ、活化产物γ、湮没辐射 和轫致辐射等。这些γ射线在数量上和所带走的总能量都 比前两项小，但俘获γ和非弹性散射γ可产生在屏蔽体内， 且俘获γ的能量很高（6～8MeV），因而在屏蔽计算时必 须考虑。
表3.1给出了U-235裂变单位功率下混和裂变产物的 放射性总活度与辐照时间（即反应堆的运行时间） 和冷却时间的关系。由该表给出的数值可知，长期 运行情况下单位功率裂变产物放射性总活度为 1.68×1017Bq/MW。
3,核电站的辐射源
3.1,反应堆堆芯中的辐射源 3.1.1, γ射线
（1）瞬发裂变γ射线 U-235每次裂变平均发出8.1±0.3个γ光子，这些光子带走 的总能量为7.25±0.26MeV，光子的能量在10KeV～10MeV 之间，平均能量约0.9 MeV。U-235裂变，每瓦的裂变次数为 3.1×1010。 对于秦山二期核电厂1#、2#机组热功率为1930MW的核电 厂，因而瞬发裂变γ的强度：按能量约为 1.93×109×3.1×1010×7.25=4.34×1020 MeV/s；按γ光子数 约为4.85×1020 光子/s。单位功率瞬发裂变γ强度约为 2.25×1017 MeV/MW.s，和平均约2.51×1017光子/MW.s。
（2）裂变产物发出的缓发γ射线
U-235裂变产生大量的裂变产物，它们的质量数从72到166 ，共计300多种同位素，加上堆芯内的活化产物和超铀元 素，在堆芯内总共约有400种放射性核素。这些裂变产物 大多数是不稳定的核，它们在衰变过程中发出β射线、γ射 线（有的还发出中子），混合裂变产物γ射线的能量在 10KeV～6.7MeV之间。
必须指出的是，表3.1～表3.3给出的数值是U-235裂 变产生的裂变产物的数值。而实际上在堆芯内还有其 它核素的裂变，例U-238的快中子裂变，U-238吸收中 子后转变成Pu-239的裂变，此外，堆芯中还有结构材 料在中子作用下产生的放射性活化产物。因而对于一 个实际的核电厂，表3.1～表3.3给出的数值只能是堆 芯辐射源项的近似代表。
；化容控制系统及堆安全系统主要设备都布 置在辅助厂房内，部分在安全壳内；燃料操 作系统主要在燃料厂房内，部分在安全壳内 ；三废处理系统布置在辅助厂房内；透平发 电系统布置在透平厂房内。 堆本体是一个圆柱形压力容器（也称压力
壳），内部装有堆芯燃料组件及上、下支撑 板、控制棒、堆芯筒体、热屏蔽等。冷却剂 水进入反应堆后从堆芯筒体和压力容器壁间 向下流到堆底后转弯向上，将铀裂变发出的 热量带走，从堆芯上部流出。
表3.2给出了单位功率下γ射线总强度与辐照时间和 冷却时间的关系。在长期运行情况下单位功率裂变 产物γ射线总强度约为8.47×1010 MeV/W.s。
表3.3给出了反应堆满功率运行3年，停堆后不同冷 却时间单位功率下U-235裂变的部分裂变产物的活度 。由该表给出的数值可知，大部分核素是短寿命核 素，停堆1小时后其堆芯内的总活度就衰变掉99％以 上，停堆1年后就只剩下原来的约0.06%。
℃ m3/s 盒
T M M Mpa ℃
岭澳核电厂 1#、2#机组
2895 900
3
15.5
292.4/327.6 6.61 157
72.063 3.66
6.71
秦山二期核电厂 1#、2#机组 1930 600 2
15.5
292.8/327.2 6.48 121 55.8 3.658 2.67 8.6 316
核电厂的辐射防护刘原中
1,概述 1.1,目的
核电厂辐射防护设计的目的是建立和保持对核电厂带 来的电离辐射危害的有效防御措施，采取多种防护手 段，降低核辐射对工作人员、公众的危害，防止确定 性效应的发生，并将随机性效应的发生率降低到可接 受的水平，保护工作人员、公众和环境的安全。此外， 本课程也为实现辐射防护目标提供一些指导。
燃料操作系统，主要设备有装卸料机、运输小车、 运输通道、运输容器、燃料存放池、存放池水的冷 却和净化系统等，作用是进行燃料组件的装卸、存 放和发送等工作。
二回路透平发电系统，与火力发电厂基本相同。但 蒸汽压力较低，蒸汽量较大。
三废处理系统：（1）废气处理系统，对于放射 性微尘（气溶胶）采用高效过滤器进行过滤，对 于放射性百度文库通常采用活性炭吸附，对于惰性气体 通常采用压缩贮存或活性炭吸附贮存进行衰变。 （2）废液处理系统，采用过滤、离子交换、蒸 发浓缩的办法进行净化处理；（3）固体废物， 常采用去污、压缩，粉碎、焚烧处理，最后装桶， 送往处置库。
压水堆(PWR)示意图
2.2,压水堆核电厂的主要系统
图2.1给出了压水堆核电厂的主要系统示意图，由 该图可知，压水堆核电厂主要系统有：
堆本体、 一次冷却系统； 化容控制系统； 堆安全系统； 燃料操作系统； 三废处理系统； 二回路透平发电系统。
堆本体及一次冷却剂系统布置在安全壳内
一次冷却剂系统主要由蒸汽发生器、循环泵、 稳压器和稳压器泄压罐等组成。主要功能是维持 压力壳内的压力并把热量从堆芯内带出，在蒸汽 发生器产生蒸汽，供给透平发电机发电。 化容控制系统主要由净化设备、容积控制罐、 硼酸罐及一些泵和热交换器组成，主要作用是： （1）连续对部分冷却剂进行净化以保持冷却剂的 水质和降低冷却剂的放射性水平；（2）向一次冷 却剂补充冷却剂并补偿由于温度变化引起的冷却 剂体积的变化，保持稳压器的水位；（3）调节冷 却剂中硼酸的浓度；（4）提供主循环泵的轴封用
水等。
堆安全系统主要是针对失水事故设置的，其中包 括：（1）应急堆芯冷却系统，由蓄压水箱注入，高 压注入和低压注入等系统组成，向堆芯提供应急冷 却；（2）安全壳喷淋系统，用来降低事故时安全壳 内的压力、温度及空气中放射性碘和微尘的浓度； （3）余热去除系统，用于去除停堆后的堆芯剩余发 热；（4）安全壳内空气循环过滤系统；（5）安全 壳隔离系统。
2.3,压水堆核电厂的主要参数
表2.1 压水堆核电厂的主要参数
参数名称
热功率 电功率 环路数 主冷却剂/运行压力 （绝对） 主冷却剂进/出口温度 每条环路流量 燃料组件数 铀的总装量 活性区高度（冷态） 活性区等效直径（冷态） 蒸汽发生器二次侧压力 蒸汽发生器二次侧温度
单位
MWt MWe 条
MWa