最新核电厂的辐射防护刘原中
核电厂辐射防护讲解
2012.10.23
放射性危害 核电厂放射性危险来源 辐射防护措施
放射性危害
放射性：原子核自发的发射出各种粒子的现象。 其实，在我们的生活中，放射性无处不在。
宇宙射线0.3mSv∕年
北京-欧洲飞机往返0.04mSv/次
砖房0.75mSv∕年
土壤辐射0.15mSv∕年
水、蔬菜、空气0.25mSv∕年
辐射防护措施
源强防护 通过降低辐射源的强度，从而达Байду номын сангаас人员防护的目的。
对某些管道、设备采 取氧化、冲洗等措施
对有严重松散污染 设备采取去污操作
辐射防护措施
内照射的防护方法
放射性物质进入体内的途径有：食入、吸入、从裸露伤口进入、 通过皮肤渗入等，防护的关键在于切断造成内污染的各种途径。
防护形式
肺部透视 0.02mSv/次
放射性危害
放射性的来源 分为两种，天然放射源 和人工放射源。
放射性来源 宇宙射线 天然放 射性 地壳中放射性物质 人体内放射性物质 医疗照射 人均剂量
300μSv/年
说明 海拔越高，剂量率越大 地壳产生的外照射
40K，14C
1500μSv/年 200μSv/年 400μSv/年
辐射防护措施
运行阶段和事故阶段
为了防止放射性物质向环境释放，在电厂的设计中考虑了多重 屏障和包容体，对放射性物质进行有效包容。
安全壳
一回路压力 边界
燃料包壳
燃料芯块
辐射防护措施
为了使公众所受照射低于管理限 值和设计目标值，需要严格控制 放射性物质的排放量。
放射性废物排放前必须经过严格的处理和监
环境
社会公众
辐射防护措施
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。
核能与核技术中的放射防护与安全研究
核能与核技术中的放射防护与安全研究随着科技的不断发展，核能和核技术在能源、医疗、食品和工业等领域的应用越来越广泛。
然而，由于放射性物质的使用，核能和核技术也面临着一系列的放射防护与安全挑战。
为了确保人类和环境的安全，放射防护与安全研究在这一领域变得至关重要。
放射防护是核能与核技术中的重要环节，其主要目的是减少或防止人员受到放射性物质的辐射。
放射防护研究的关键是识别和评估辐射风险，并制定适当的防护措施。
在核能发电厂中，工人和居民可能会面临潜在的辐射风险，因此需要采取措施来降低风险。
这些措施包括使用防护服、保护辐射源以及监测和测量辐射水平等。
此外，还需要对核反应堆内部和周围环境进行辐射水平的监测和评估，以确保安全性。
核技术在医学诊断和治疗中的应用也需要放射防护。
例如，放射性药物在放射治疗和核医学检查中被广泛使用。
为了确保患者和医护人员的安全，采取了一系列的防护措施。
这包括限制辐射剂量、使用屏蔽材料和设备、培训医护人员和患者等。
此外，对于核医学设备和放射性药物的质量控制和安全措施也非常重要，以确保其正确使用并避免危险事件的发生。
食品和工业领域中的核技术应用也与放射防护与安全密切相关。
在食品辐射处理中，放射性同位素被用于延长食品的保质期和控制害虫。
在工业上，核技术被应用于无损检测、密封检查和材料分析等。
在这些领域，需要严格的辐射防护和安全措施来保护工作人员和公众免受辐射危害。
为确保核能与核技术应用的安全性，除了放射防护，还需要进行相关的安全研究。
核能事故和辐射泄漏事件的发生提醒我们，核能和核技术领域的安全问题必须时刻引起重视。
安全研究的目标是识别潜在的风险和危害，发展预防和应对措施，并提供紧急响应指导。
这些研究需要涵盖核能发电厂、核设施、放射源运输、处理和储存等各个环节，以确保整个核能与核技术链条的安全性和可靠性。
安全研究的内容包括核设施设计与评估、核事故模拟与应急响应、辐射源管理与监测等方面。
在核设施设计与评估中，需要考虑各种潜在的事故和故障情况，并确保设施及其系统可以在这些情况下保持稳定和安全。
《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。
GB6249-86的修订早在九十年代末就已提到议事日程。
“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Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.1㊀㊀㊀Jan.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:A㊀㊀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[3]中给出了辐射防护最优化的工作策略,如图1所示㊂1986年9月,潘自强院士在‘辐射防护“第6卷第5期发表了‘辐射防护最优化 当前辐射防护研究的主要课题“一文[4],深入探讨了辐射防护最优化的基本概念,提出辐射防护纲要和最优图1㊀核设施设计的辐射防护最优化策略[3]Fig.1㊀Strategy for the optimization of radiationprotection in the design of a nuclear facility [3]化方法与参数,将核电站辐射防护设计的最优化与运行辐射防护最优化等问题作为当时防护工作领域急需解决的部分关键课题㊂时至今日,伴随我国核工业数十年的安全高效发展,核电厂的设计也经历了海外引进与自主研发同步推进的艰苦奋斗历程,在充分总结二代核电厂设计与运行经验的基础上,辐射防护最优化原则在我国完全具备独立自主知识产权的三代压水堆 华龙一号 的设计工作中得以有效的贯彻与执行㊂㊃1㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期华龙一号核电厂的辐射防护优化设计即是遵循此策略,基于基本的设计方案,确定设计目标,结合运行经验所建立的辐射与化学数据库,开展个人和集体剂量评价,在最优化审查与开展代价利益分析的基础上,不断地评估反馈修改设计以达到最优化的设计目的㊂2㊀设计目标值设计目标值的确定本身即是一个反复迭代㊁确认与优化的过程,在满足法规标准限值的前提下,要结合已有核电厂的运行情况和社会经济等多方面的因素予以考虑,通过充分的调研与反复的论证,华龙一号确定的各类设计目标值列于表1㊂表1㊀华龙一号核电厂辐射防护设计目标值3㊀最优化设计内容核电厂的辐射防护优化设计是与总体设计㊁工艺系统㊁设备布置㊁安全分析等多项设计内容相关联的系统性工作,所能达到的水平,取决于总体设计要求㊂通过确定辐射防护优化设计原则及方案,辐射防护优化设计工作也将对工艺设计㊁建筑结构㊁三废系统㊁事故分析等设计内容产生直接影响㊂采用先进技术,满足先进的核安全法规与标准的三代机组 华龙一号 核电厂的总体设计方案目标包括:60年寿期㊁单堆布置㊁177堆芯㊁18个月换料㊁双层安全壳㊁一体化堆顶结构㊁能动与非能动安全系统㊁提高事故应急能力等多个方面,相对于防护设计所参考的二代加核电厂有显著变化㊂设计在参考电站经验反馈的基础之上进行持续改进,这些重大变更对辐射防护优化设计工作造成了巨大的挑战,需针对这些内容开展细致的分析评估,包括:堆芯源项,主冷却剂裂变及腐蚀活化产物源项的重新评估;反应堆厂房相关的正常㊁事故工况辐射源项分布㊁辐射场剂量水平的变化;核岛厂房辐射分区划分㊁屏蔽㊁剂量场的确定,以及人流㊁物流走向的综合调整;双层安全壳间的辐射屏蔽设计;三废系统改造及功能提升造成的环境排放源项与影响评估;严重事故相关的重要设备对事故后环境剂量评价的影响分析等㊂为此,在工程最优化设计方案中确定了五项重点工作内容㊂3.1㊀辐射源项优化设计所有的照射剂量都是与源相关的,针对核电厂这种 源 来说,如何有效地对辐射源项的产生㊁扩散㊁迁移㊁收集㊁排放加以控制,并能够准确地对源项大小及其分布与影响进行评估是防护设计的核心㊂依据新的设计对正常运行工况的堆芯源项㊁堆芯积存量㊁乏燃料组件源项和一㊁二回路的裂变㊁活化以及活化腐蚀产物开展详细的分析计算与评估工作㊂其中鉴于压水堆核电厂职业照射的80%以上来源于大修期间由系统设备表面的活化腐蚀产物沉积源项导致的外照射[7],因此,活化腐蚀产物源项的降低与控制技术成为华龙一号核电厂辐射源项优化工作的重点㊂设计中通过在秦山第二核电厂4台机组开展的专项辐射源项测量工作,结合已有二代加核电厂的运行经验反馈,系统地收集测量了停堆工况下反应堆冷却剂系统㊁化㊃2㊃毛亚蔚等: 华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计㊀学和容积控制系统㊁硼回收系统以及余热排出系统中具有代表性的活化腐蚀产物源项沉积位置处的沉积源项,对影响腐蚀产物产生㊁迁移和沉积的机理进行研究㊂通过一系列的测量㊁数据收集及理论分析工作,为进一步降低活化腐蚀产物的产生,在华龙一号机组的设计中严格限制了燃料组件及反应堆材料与一回路冷却剂接触部件中的Co 含量,提高蒸汽发生器传热管和稳压器电加热元件的表面光洁度要求,堆内构件在制造过程中进行钝化处理,还采用了镀铬㊁避免承插焊等技术㊂制定了严格的水化学控制规范,对运行冷却剂的pH值加以限制,在一回路中添加氢氧化锂以中和硼酸,并将pH调至最佳值(弱碱性,在300ħ时为7.2)㊂在采取源项降低与控制技术的同时,还增加系统的净化与去污能力,采用净化能力较高的过滤器和除盐器,如化容系统前过滤器RCV001FI 对0.45μm颗粒滞留率达到98%㊂辅助系统各类型除盐器采用离子交换法对放射性流体中的阴离子和阳离子的净化能力也在90%以上㊂华龙一号核电机组采用成熟经验证的技术,贯彻应用纵深防御的基本安全原则,强化系统㊁设备㊁构筑物的冗余性㊁多样性和独立性设计,通过一系列专设安全设施的系统配置优化工作,提升了机组应对设计基准事故的安全能力,同时针对高压熔堆㊁氢气和蒸汽爆炸㊁底板熔穿与安全壳晚期超压失效等严重事故现象应用能动与非能动相结合的严重事故预防与缓解措施,以从设计上实现实际消除大量放射性物质释放㊂结合这些总体技术方案与设计特征,事故后源项优化分析工作的重点之一是最佳估算方法在设计扩展工况的应用研究,设计中针对与放射性物质包容相关的双层安全壳㊁非能动安全壳热量导出系统㊁安全壳消氢和过滤排放系统开展研究,以验证和评估这些系统对事故后放射性物质的滞留和去除效果㊂建立一体化计算模型,针对二级PSA分析得到的安全壳完好㊁安全壳隔离失效㊁安全壳旁路失效㊁安全壳早期失效㊁安全壳晚期超压失效㊁安全壳过滤排放㊁安全壳底板熔穿等12种释放类及其对应的包络性事故序列,对严重事故后的热工水力行为以及裂变产物的释放进行了计算分析,给出了不同释放类下各放射性裂变产物分组向环境的释放份额随时间的变化,并对各释放类安全壳内及环境释放份额进行了比较分析,选取具有包络性与代表性的9个释放类别,同NUREG-1465源项(轻水堆事故源项)进行比较研究,确定事故后果评价释放源项㊂3.2㊀辐射分区优化辐射分区是实现ALARA原则的重要具体手段之一㊂核动力厂厂内辐射分区的目的在于有效地控制正常照射㊁防止放射性污染扩散,并预防潜在照射或限制潜在照射的范围,以便于辐射防护管理和职业照射控制,使工作人员的受照剂量在运行状态下达到合理可行尽量低的水平,在事故工况下低于可接受限值㊂辐射分区优化设计不仅能为厂内的总体布置㊁通风系统设计和屏蔽设计提供依据,同时也为核电厂的运行管理提供了一个相对规范的管理平台,对制定一些行之有效的控制措施以及对核电厂整体辐射水平的预测提供参考㊂根据‘电离辐射防护与辐射源安全基本标准“(GB18871 2002)第6.4节的辐射防护设计要求: 应把辐射工作场所分为控制区和监督区,以便于辐射防护管理和职业照射控制 ,基于原有辐射分区准则,同时借鉴国内核电厂业主单位的运行经验反馈以及国际主流三代核电厂的相关设计,修订辐射分区剂量率边界值,优化控制区的子区划分㊂对于国内已运行的二代改进型压水堆核电厂,设计阶段的辐射分区一般是能够包络机组运行状态的辐射分区㊂由于这类辐射分区采用包络性的辐射源(一般采用具有包络性设计源项DST)进行设计和评估,因此,其整体水平要高于核电厂在实际运行中的辐射水平㊂此外,二代改进型压水堆核电厂辐射分区中,其中的黄区和橙区的剂量率区间较大,在实际运行中,在这些子区中部分工作场所的剂量率水平并未达到子区剂量率区间的上限值,在这些工作场所中工作人员可能的受照剂量易被高估㊂由于各子区的剂量率区间上限值和最大工作时间是与集体剂量目标值相对应的,如果子区剂量率区间过大,则在相应子区的最大工作时间受到限制㊂如果将这些子区进行细分,在子区的居留时间也可以相对延长,增加工作安排的灵活性㊂考虑到我国运行电厂实际运行经验和设计优化的考虑,华龙一号的设计中,对控制㊃3㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期区子区的划分进行了合理细化,具体对比列于表2㊂表2㊀控制区子区划分对比Tab.2㊀Comparison of control area sub-zoning㊀㊀在核电厂实际运行过程中机组会处于不同的工况下,如功率运行工况和停堆换料工况㊂在不同工况下部分放射性设备将处于不同的运行状态,这必将对设备所在房间的辐射分区产生影响,因此,一种工况对应的辐射分区图难以准确㊁直观地涵盖其他工况的辐射分区情况,为准确㊁直观地反映不同工况下对应的辐射分区情况,针对那些对辐射分区影响较大的工况进行分析,分别给出对应的辐射分区图㊂华龙一号的设计中,兼顾了功率运行和停堆工况下的辐射分区优化㊂在功率运行工况下,高辐射区尽量向中心区域集中连片布置,外围尽量设置为较低的辐射分区㊂在停堆工况下,保证了工作人员主要的通行和检修区域的辐射水平尽可能低㊂功率运行和停堆工况下的辐射分区示意图分别如图2所示㊂图2㊀功率运行工况(左图)和停堆工况(右图)反应堆厂房辐射分区示意图Fig.2㊀Radiation zoning sketch of reactor building under power operation(left)and shutdown condition(right)㊀㊀华龙一号功率运行工况下的辐射分区是在设计源项分析的基础上,对各类放射性管道和设备进行模拟分析,得到相关区域的场所剂量率分布情况,从而确定对应场所的辐射分区㊂在核岛厂房布置设计时,在遵循 进入低辐射区时不经过高辐射区 的原则下,将高放射性设备和管道尽可能分区域集中布置,在完成初步的布置后,重新模拟分析辐射场分布情况,根据分析结果重新确定分区,并进一步调整系统布置和屏蔽体的设计㊂通过此过程的不断迭代优化,最终使得布置和屏蔽设计达到较为优化的程度,将高辐射区集中连片,中间通过迷宫墙等方式设置过渡区,形成从高辐射区到低辐射区的合理过渡,并将低辐射区如常规工作区(绿区)在满足防火分区条件下有效贯通,规划合理的人员通行方向,以便于人员的通行及应急撤离㊂华龙一号停堆工况下的辐射分区是基于停堆工况下厂房内源项分布及房间功能需求综合考虑确定的㊂停堆大修期间,房间内的剂量率主要由其内部的设备和管道包容的放射性物质造成,剂量率大小取决于放射性物质在设备中的滞留情况,这与停堆过程中机组所处状态有关㊂停堆期间的辐射源项,需要基于大量的经验反馈来确定,因此,华龙一号在停堆分区设计过程中,开展了大㊃4㊃毛亚蔚等: 华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计㊀量的同类型运行电厂停堆工况下辐射源项分布调查及场所剂量率测量工作,在实测运行经验反馈数据的基础上,结合华龙一号的系统设计和厂房设计特点,综合考虑厂房内系统和设备的检查㊁维修需求及人员居留需求,进行适当的系统调整和屏蔽体设置,最终确定了停堆工况的辐射分区,使得人员主要的通行和检修区域的辐射水平尽可能低㊂3.3㊀事故后工作人员的防护优化设计事故工况下,位于安全壳外的一些专设安全系统和核辅助系统处于运行状态,这些系统中可能滞留放射性气体和液体㊂基于对事故后的处理及设备维修和操作的必要性,需要进行事故后可接近性的分析㊂新建核电厂的设计,需要考虑事故后需要人员进行现场作业的区域的辐射防护设计,保证相应区域人员接近时的辐射安全㊂新建核电厂事故后辐射防护设计应结合事故后运行系统的设置以及事故规程和严重事故管理导则,对事故后需要人员执行现场操作的所有位置和通行路线的场所剂量率水平和气载放射性水平进行分析,以此作为事故后人员受照剂量能否满足法规标准要求的判断依据㊂对于事故后工作人员的受照剂量无法满足相关要求的,需要对相应的辐射防护设计进行调整㊂华龙一号在设计中,考虑到对事故的预防与缓解,设置了相应的专设安全设施,在事故中可能投入运行的还有部分辅助系统㊁辐射监测㊁取样等系统,这些系统包括安全注入系统㊁安全壳喷淋系统㊁化学和容积控制系统㊁安全壳大气监测系统㊁核取样系统㊁辐射监测系统㊁辅助给水系统㊁应急硼注入系统㊁安全壳消氢系统㊁安全壳过滤排放系统㊁快速泄压系统㊁非能动安全壳热量导出系统㊁堆腔注水系统等,这些系统中的部分会在相应的设计基准事故和严重事故工况下投入运行㊂根据事故后系统设计特点㊁运行需求和相关的事故规程以及严重事故管理导则,对事故之后需要工作人员进行现场操作的事故进行了梳理,重点分析了事故后现场操作的区域及人员通行路径的可达性,相关的设计基准事故包括LOCA㊁SGTR㊁燃料操作事故㊂根据严重事故管理导则考虑了安全壳隔离阀操作过程中的人员防护㊂华龙一号在设计中,将主要的专设安全设施布置在安全厂房,并且在设计中,通过对事故后包容放射性物质的管线的布置优化和通道屏蔽优化,对于事故后的操作区域通过屏蔽优化和远传操作设置等手段,保证了事故后操作区域的可达性㊂华龙一号的设计能够保证在发生设计基准事故和严重事故后,对于需要进行现场操作的区域㊁相应的厂房内通行路线㊁撤离路线等区域内的设备和管道内包容的辐射源项以及厂房气载放射性源项所致的人员辐射照射在法规标准要求的范围内,相关设计能够保证工作人员在事故后通行和进行相应操作时的辐射安全㊂3.4㊀职业照射剂量评价剂量评价是对辐射防护设计方案是否满足要求的衡量手段之一,也是辐射防护优化程度的评价依据㊂通过剂量评价可以对电厂辐射防护设计的优化进行定量的分析,并依据评价的结果,进行具有针对性的设计改进㊂剂量评价的内容,应当优先根据同类设计的现有电站的辐射水平的实际测量值进行剂量估算,并证明为计划运行估算的剂量低于监管部门规定的剂量约束值[8]㊂同时剂量评价的内容应当包括ALARA评审的内容,将集体剂量目标值作为衡量ALARA的重要指标进行评估㊂在华龙一号设计过程中,收集了大量我国已运行电厂的经验反馈数据,包括核电厂运行中不同的操作类别㊁不同操作类别中的具体每种操作每年的操作次数㊁每次操作的工作人数㊁每次照射时间㊁操作时的平均剂量率水平以及每个操作项目的集体剂量数据㊂集体剂量评价方法参考了NRC RG8.19[9]的推荐方法,其基本考虑包括:1)剂量评价需要对电站职业照射有潜在贡献的所有主要工作内容进行评价,这里的主要工作内容是指那些集体剂量超过0.01人㊃Sv的活动;2)进行剂量评价的目的在于尽量避免不必要的照射和降低可预见的剂量,需对与控制职业照射相关的设计㊁屏蔽㊁布置㊁流通模式㊁预期的检修和辐射源情况进行明确的说明,其目的是在设计的早期阶段进行剂量评价以有效降低工作人员的预期受照㊂设计中剂量评价考虑的主要操作类别包括:反应堆运行和监督;维修(包括日常维修和机组大修);在役检查;燃料处理操作;废物处理;其它类㊂针对华龙一号的设计特点:堆芯及系统设计可能㊃5㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期导致的部分阀门与管道数量增加;电站60年寿期和布置优化;一体化堆顶结构设计改进;严重事故预防与缓解措施福岛事故后相关改进;LBB(Leak Before Break破前漏)技术的应用;材料与水化学控制和系统净化设计改进等进行了专项剂量影响评估工作㊂为系统全面地开展职业照射剂量评价工作,设计人员开发了华龙一号专用的剂量评价软件ODADS/V1.0,对运行经验反馈数据进行收集㊁统计㊁分类和分析预测,评价结果表明预测的个人剂量最大值为进行蒸汽发生器检修作业的工作人员,不超过8mSv㊂结合华龙一号的设计特点对相应的操作类别考虑相应的修正因子,评价给出的华龙一号核电厂工作人员的集体剂量为0.59人㊃Sv/(堆㊃年)㊂针对事故工况下的剂量评价,由于华龙一号机组主控室实现双进风口技术改进并增加内部回风循环过滤设施后,对于考虑非过滤泄漏的设计基准事故和严重事故条件,工作人员接受的剂量均低于HAD002/01 2010规定的限值,满足主控室的可居留性要求(30d)㊂3.5㊀环境排放的设计优化环境友好性作为三代核电辐射防护最优化的一项重要指标,在华龙一号的设计和评价中得到了充分的关注与考虑㊂从主回路源项优化起始,到三废处理系统的优化设计,再到后端的评价体系和评价方法的全面综合考虑与优化,华龙一号机组达到了目前主要国家和组织对于先进压水堆排放优化的设计目标[10]㊂在我国国标GB6249 2011[6]中对于核电厂的排放量控制值㊁液态流出物排放浓度控制值以及公众剂量约束值(0.25mSv/a)给出了具体的规定,并提出了在此基础上确定排放和剂量管理目标值的规定㊂美国NRC的10CFR50附录I[11]提出对于新建核电厂需要满足以下的要求:压水堆电站每台机组对应于气载流出物排放的优化剂量管理目标值为50μSv/a,对于一个厂址也是50μSv/a;液态流出物排放的优化剂量管理目标值为30μSv/a,厂址是50μSv/a㊂在欧洲用户文件(EUR)[12]中提出,对于包括预期运行事件的正常运行工况下,公众所受的辐射影响的目标值为每台机组10μSv/a,同时其还规定了新建压水堆核电厂的气液态流出物的排放优化目标值㊂对于英国新建核电厂址,其要求对公众辐射影响的最优化区间为0.02~0.3mSv/a[13]㊂在综合对比分析我国的审管要求㊁国际的先进指标等情况下,在华龙一号设计过程中确定了每台机组10μSv/a的优化公众剂量目标值,以作为环境排放优化的一项重要衡量指标㊂为了达到华龙一号机组的环境排放优化目标,在以下方面开展了研究和设计工作㊂(1)三废处理系统改进㊂三废系统设计中[14],在充分应用当前成熟可靠的处理工艺和技术的情况下,华龙一号的三废处理系统对废液处理系统的离子交换单元增加了絮凝注入及活性炭吸附工艺,采用可降解防护用品替代传统的防护用品并使用可降解废物处理系统进行处理,湿废物处理采用树脂湿法氧化工艺和浓缩液再浓缩高效水泥固化工艺等,并且提高了硼回收系统的处理能力以及采用了成熟的自然循环蒸发装置等国产化设备㊂对废液处理系统改进后,采用连续注入凝聚加离子交换处理技术处理工艺排水和部分超标的地面排水,同时也将Ag-110m污染废液由蒸发改为该技术处理㊂该工艺改进不但解决了Ag-110m废液难处理以及蒸发处理时对蒸发单元造成污染的问题,而且大大降低了蒸发装置的负荷,减少了浓缩液的产生量㊂改进后的三废处理系统可以满足我国当前核电厂排放量与排放浓度的审管要求㊂(2)排放源项计算的设计优化㊂在华龙一号的排放源项研发设计的起始阶段便采用了现实源项与保守源项两套代表不同运行工况源项的开发和设计思路,这一思路很好地契合了我国审管当局后续对于压水堆源项框架体系的要求[15]㊂华龙一号排放源项的计算基于核电厂的设计,同时参考了秦山二期㊁福清1㊁2号机组等的经验反馈情况,在充分借鉴成熟和受到认可的排放源项计算模式和建立方法的基础上,更加全面地参考了我国核电站的运行参数和经验,很好地反映出了我国压水堆核电厂多年来的经验累积以及我国对于源项框架体系的研究成果,并且与我国和欧美国家实际运行的排放情况进行了大量的对比验证[16]㊂经过计算,华龙一号机组保守工况下的排放源项满足我国国标GB6249 2011对于压水堆核电厂排放量和液态流出物排放浓度控制值的要㊃6㊃。
核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项
㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护监测㊃核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项顾景智(中广核核电运营有限公司,广东深圳518130)㊀摘㊀要:放射性惰性气体是核电厂在运行过程中产生的一种放射性物质㊂由于其存在的物理形态和特性,以及对这类放射性辐射监测技术的限制和在特定工况下对核电厂工作人员可能会产生相应的辐射照射风险缺乏认知等因素,使得目前在运的核电厂基本上都还没有关注到该辐射源项的存在,也没有对该源项采取系统性的控制和防护措施㊂本文主要介绍了核电厂及反应堆厂房的放射性惰性气体源项,以及对工作人员的辐射影响,最后提出了降低核电厂放射性惰性气体照射风险的建议㊂关键词:放射性惰性气体;反应堆厂房;特定工况;源项辨识;源项控制中图分类号:TL75文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-10-17作者简介:顾景智(1959 ),男,1988年毕业于四川电视大学电子专业,高级工程师㊂E -mail:gjz316@㊀㊀我国第一座核电厂投入运行已过去了约30年㊂在此期间,我国的核电事业发展迅猛,核电厂运行技术和管理也已达到了世界先进水平㊂其中辐射防护专业的业绩也是令世人有目共睹,有效保证了核电厂工作人员的辐射安全,有利支撑了我国在运核电厂的持续安全㊁稳定运行㊂受专业测量技术和核电厂设计上的限制,也因在运核电厂对个别辐射源项的存在及其对应的辐射照射风险缺乏关注和深入了解,如没有系统性地关注和记录反应堆厂房内放射性惰性气体的浓度值,也没有发现和研究放射性惰性气体在核电机组特定工况下可能会对部分工作人员产生不必要的辐射照射,使得对这些辐射源项及其风险没有被系统性地纳入到核电厂的辐射安全管理范畴之中㊂特别是在核电机组出现燃料组件破损的运行工况下,放射性惰性气体源项在核电厂的一回路冷却剂中和反应堆厂房内的浓度会显著升高,而且在机组特定期间里有工作人员会暴露在此环境中,进而会对他们产生相应的辐射照射,有时集体剂量值甚至可达到机组大修总剂量的20%~30%㊂因此必须对核电厂放射性惰性气体加以关注㊂1 核电厂的放射性惰性气体源项㊀㊀对于核电厂辐射源项设计和核安全审评的专业人员来说,对放射性惰性气体的产生及其存在并不陌生,核电厂安全和环评报告的内容之一就包含了这类源项,它们是影响核电厂周边环境与公众的辐射照射源项之一㊂核电厂的放射性惰性气体主要来自机组核燃料的裂变反应过程,因此它们也主要存在于核燃料组件里㊂由于燃料组件的相对不 完整性 以及燃料组件表面可能的 铀 污染等因素,致使一回路冷却剂中始终存在有放射性惰性气体,然后它们随着冷却剂的流动和一回路边界的相对不 完整性 ,外溢㊁扩散并存在于核电厂的一部分区域和房间里,最后它们当中的大部分随着厂房的通风系统被稀释和释放到大气环境中,成为核电厂对周边公众的辐射源项之一㊂这类源项中的大部分放射性核素的寿命都很短,且被大气扩散和稀释,使得它们对公众的辐射影响是很微小的,甚至可以忽略不计㊂存在于核电厂相关厂房内的惰性气体放射性源项,尽管总量相对比较大,但大都被厂房内足够强大的通风系统稀释后使其放射性浓度相对很低,正常情况下还不足以对核电厂的工作人员产生明显的辐射照射影响㊂放射性惰性气体产生的辐射照射方式,与核电厂内常见的外㊁内辐射照射源项的性质有所不同㊂其照射方式更类似于外照射,但这类辐射源㊃834㊃顾景智:核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项㊀的照射对象主要是受照者人体内的各重要器官和组织㊂受照射的人员一旦离开辐射场后,照射源很快就不会对工作人员产生辐射影响了,不像内照射源那样会对相应的组织与器官产生长期㊁持续的辐射照射㊂目前世界上还没有专门监测和记录放射性惰性气体对受照者所产生的辐射照射剂量的技术与仪表,使得核电厂从设计上就没有考虑配置相应的辐射剂量测量装置㊂对于在运的核电厂,也基本上没有注意到放射性惰性气体及其辐射风险的存在,因此也基本上没有建立对这类辐射源项所产生的个人照射剂量进行系统性监测与风险评估的制度㊂2 反应堆厂房内的放射性惰性气体源项㊀㊀反应堆厂房是核电厂的核心建筑物之一,它容纳着核电机组的一回路系统和与其相关系统的大部分带有放射性的设备㊂从核电厂核安全设计角度考虑,即便是核电机组发生严重事故,也会确保绝大部分放射性物质被包容在反应堆厂房内,从而避免和减少了对环境和公众的辐射影响㊂核电机组运行期间,一回路冷却剂中始终会存在有一定量的放射性惰性气体㊂它既是核电厂监督和评价燃料组件完整性的指示剂,也会因一回路边界的相对不 完整性 ,通过泄漏/渗漏等方式进入到反应堆厂房㊂由于反应堆厂房在机组运行期间始终保持在相对密闭的状态,使得放射性惰性气体会在厂房内不断积累,直到放射性惰性气体的产生率㊁燃料包壳释放到一回路冷却剂的泄漏率㊁一回路边界的泄漏率和主要放射性惰性气体的核素寿命,以及反应堆厂房的容积等因素使得反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度达到一个暂时平衡的状态,只有在上述各因素发生变化时才会使得厂房内放射性惰性气体的浓度值也随之发生相应地变化,并会重新稳定在一个新的平衡浓度状态㊂根据国内各百万千瓦级压水堆核电厂的设计源项数据[1],反应堆冷却剂中的放射性惰性气体主要是133Xe㊁133m Xe㊁135Xe和85K等核素,其中133Xe 的浓度约占总惰性气体放射性浓度的60%,因此通过泄漏/渗漏等方式进入到反应堆厂房的放射性惰性气体核素及其浓度也基本上服从于此比例关系㊂在核电机组正常运行状态下,一回路冷却剂中133Xe的设计浓度值约在109~1011Bq/t的范围[1],如有燃料组件破损的情况(程度低于机组设计的停堆值),一回路冷却剂和反应堆厂房里的惰性气体的放射性浓度也会随之升高㊂当反应堆厂房内的惰性气体放射性达到平衡浓度时,基本上可以认为该浓度值是一回路冷却剂中惰性气体放射性浓度除以反应堆厂房容积后所得到的结果,这一点可以通过在运核电厂的实际运行数据得到印证㊂国内大部分百万千瓦级压水堆核电机组正常运行工况下实际测得的反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度约在105Bq/m3的水平㊂除了上述因核反应裂变而产生的放射性惰性气体,反应堆厂房里还存在着另外一种放射性惰性气体核素,即41Ar㊂41Ar来自于机组运行期间穿透出反应堆的中子对反应堆本体外周边空气的辐照过程,是一种活化产物的放射性物质㊂根据M310型机组的相关设计资料,该机型反应堆厂房内41Ar平衡浓度可达104Bq/m3的水平㊂除此之外,还有一种放射性惰性气体也存在于反应堆厂房内,它就是220Rn㊂220Rn是一种天然放射性核素,来自于反应堆厂房建筑材料之一的混凝土㊂鉴于其在该厂房里的放射性浓度及其对工作人员的辐射风险远低于前面提及的133Xe 和41Ar,从辐射防护角度考虑,可忽略其辐射影响[2]㊂不管是通过裂变还是活化等过程产生的放射性惰性气体,均是放射性物质,都能够对在反应堆厂房内的工作人员产生辐射照射,只是41Ar的放射性浓度值基本上是固定不变的(在恒定反应堆功率下),而由核燃料裂变过程产生的惰性气体浓度会随着燃料组件的相对 密封性 的变化而变化㊂根据GB18871 2002[3]的相关数据,放射性核素133Xe和41Ar对浸没在放射性惰性气体环境中的人员所产生的辐射照射剂量转换因子分别为1.2ˑ10-10和5.3ˑ10-9(Sv㊃d-1)/(Bq㊃m-3),由此可推导出反应堆厂房特定放射性惰性气体浓度下的辐射照射剂量率㊂综上所述,当核电机组出现燃料组件破损情况时,即反应堆厂房内的放射性惰性气体总浓度值大于105Bq/m3,厂房里放射性惰性气体对工作人员产生辐射照射剂量的贡献主要还是来自裂变㊃934㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期的放射性惰性气体,特别是核素133Xe㊂3 放射性惰性气体对工作人员的辐射照射㊀㊀核电机组正常运行期间,反应堆厂房通常是处于封闭状态的,并对厂房外界保持微负压,以避免放射性物质对环境产生不必要的释放㊂机组换料大修时,一旦反应堆停止运行,因裂变和活化过程而产生的放射性惰性气体就都失去了源头,一回路冷却剂中的放射性惰性气体浓度也就会开始随着放射性惰性气体各核素的半衰期而逐渐降低,同样反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度也会以相同的趋势下降㊂对于M310(包括CPR1000和CPN1000)型核电机组,从核安全角度考虑,只有当核电机组一回路冷却剂的压力和温度降低到一定程度后,才会允许反应堆厂房对外开放并进行通风换气,反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度才有可能快速地降低,甚至彻底被清除(暂时忽略放射性惰性气体的自然衰减)㊂以M310型核电机组为例,从机组停堆到反应堆厂房开放和厂房通风系统投运,通常有3~4天的时间㊂而这段时间又处于机组停堆换料大修的关键路径上,准备工作量十分巨大,尽管这期间单次进入反应堆厂房的人数受控且有限,但反应堆厂房内基本上始终保持有20多人㊂也就是说,在这段时间里一直有20多人处在放射性惰性气体的浸没照射环境之中㊂据估算,如果这期间反应堆厂房内放射性惰性气体133Xe和41Ar 分别保持在105Bq/m3和104Bq m3的浓度水平,受放射性惰性气体照射产生的集体剂量不会超过10人㊃mSv㊂而当核电机组的燃料组件出现破损(未达到设计的停堆标准)时,释放到反应堆冷却剂中的放射性惰性气体浓度将会明显增加,随之反应堆厂房内的放射性惰性气体的浓度也会相应地大幅升高㊂如国内某核电厂的一台机组,在某一运行周期中出现了燃料组件破损的情况,大修停堆时测得其反应堆厂房内总放射性惰性气体浓度值为2ˑ106Bq/m3,再根据其记录的在反应堆厂房内的总人工时数,计算得出受放射性惰性气体照射的集体剂量值约有30人㊃mSv㊂如果按国内运行机组曾出现过的反应堆厂房内总放射性惰性气体浓度达到1ˑ107Bq/m3以上的情况估算,这期间因放射性惰性气体产生的辐射照射剂量将会超过100人㊃mSv,而目前国内大部分核电机组的大修集体剂量值大都低于500人㊃mSv㊂因此可见,在这种情况下由放射性惰性气体对核电厂工作人员产生的这部分辐射照射剂量是不应该被忽视的,特别是在核电机组出现较明显燃料组件破损的情况下㊂国内外目前在运的核电厂基本上都还没有意识到放射性惰性气体在特定工况下可能会对反应堆厂房内的工作人员产生辐射照射,因此也一直没有制定和采取有针对性和系统性的防控措施,甚至这部分工作人员受放射性惰性气体照射的剂量也没有被统计到核电厂的总集体剂量值中去,这应该是辐射安全管理上的一个明显缺陷㊂AP1000/1400和EPR为代表的三代核电机组设计上与M310机组有所不同,它们可以在任何机组运行工况下对反应堆厂房实施通风和吹扫,进而能够在短时间内降低厂房内的放射性惰性气体的浓度,减少放射性惰性气体辐射源项对工作人员的照射影响㊂据了解,这些机型的核电厂基本上都采取了人员进入反应堆厂房之前对厂房进行了不同时长的小流量通风吹扫措施,但其出发点是为了降低和减少反应堆厂房内的放射性气溶胶和碘的辐射风险,而并没有真正从控制放射性惰性气体这一辐射源项的角度去考虑㊂值得一提的是,为了进一步缩短大修工期,提高核电机组的可利用率与发电量,近年来国内有些核电厂已开始尝试优化机组大修关键路径的实践,使得从机组停堆到开放反应堆厂房和厂房的通风系统的投运时间间隔得以大幅缩短,这样可以使工作人员在有放射性惰性气体存在的环境中滞留的时间缩短,进而达到减少工作人员受放射性惰性气体照射的效果㊂还有个别的M310机组核电厂,为了改善其反应堆厂房内的空气卫生质量,降低厂房内一氧化碳(CO)和甲醛的水平,采用了在停堆前几天投运机组反应堆大气监测系统(ETY)[4]的措施,同样也间接地获得了降低反应堆厂房内放射性惰性气体浓度的效果,从而减少了工作人员受其照射的风险㊂尽管这些实践活动都能够降低,甚至基本上会消除反应堆厂房内的放射性惰性气体的辐射风险,但它们的根本出发点并不是专门针对减少放射性惰性气体这一辐射源项的辐射防护措施,可能无法从根本上消除该㊃044㊃顾景智:核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项㊀辐射源项对核电厂工作人员的辐射影响㊂4 降低放射性惰性气体照射风险的建议㊀㊀从辐射防护角度考虑,最有效的防护措施应该是彻底清/消除辐射源项,次之是在符合辐射防护最优化原则的前提下减少或降低辐射源项,然后再结合组织管理等手段,减少工作人员受源项照射的时间,从而实现尽可能地降低放射性辐射源项对工作人员的辐射照射剂量㊂考虑到这期间在反应堆厂房内从事各项生产活动的正当性,最现实的辐射防护措施应该是尽可能地减少放射性惰性气体这一辐射源项,也即降低反应堆厂房内放射性惰性气体的浓度㊂1)确认惰性气体源项及其风险的存在如果能够准确辨识出放射性惰性气体这一辐射源项的存在及其可能产生的职业照射风险,相信核电厂辐射安全管理部门会对其采取相应的防护措施㊂受技术所限,世界上目前还没有成熟的监测和度量放射性惰性气体对人产生辐射照射的剂量计,这就需要核电厂能够充分重视和利用已有的放射性惰性气体监测设备/仪表,记录和分析反应堆厂房内放射性惰性气体的相关数据,再根据在核电厂特定工况下反应堆厂房内生产活动的工时数,就能够估算出对工作人员可能受到该辐射源项照射的辐射剂量,并据此可以设立相应的行动 阈值 ㊂当核电机组出现燃料组件破损且反应堆厂房内放射性惰性气体浓度达到或超过该 阈值 时,就应在机组停堆前采取相应的措施,增强和加大对一回路冷却剂的除(惰性)气(体)力度,尽可能地降低冷却剂和反应堆厂房中放射性惰性气体(平衡)浓度,从而达到降低工作人员照射剂量的目的㊂2)加强对源项源头的控制目前核电厂的放化控制规程里只有对机组停堆后相关节点的放射性气体控制限值,而没有停堆前的要求㊂虽然前面曾提到,有些核电机组在出现核燃料组件破损时,会采取临时性对一回路冷却剂进行除气的措施,但没有建立系统性和量化的控制限值㊂在发生燃料组件破损但程度还没有达到机组停堆要求的时候,结合前面提及的针对反应堆厂房中放射性惰性气体浓度的行动 阈值 ,也应在机组的运行放化规程中设立相应的量化控制值,使得核电厂能够系统性地降低机组冷却剂中的放射性惰性气体的浓度㊂设置该控制值时可以参考冷却剂与反应堆厂房中放射性气体浓度之间的比例关系㊂3)建立对反应堆厂房系统性吹扫的制度对于那些已配置有专门的反应堆厂房通风系统且允许在核电机组正常运行期间可以投入运行的核电厂,在设置了降低反应堆厂房内放射性惰性气体源项的 阈值 后,还应确保对反应堆厂房的通风吹扫 质量 ,即要将反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度确实降低至事先设定的 阈值 水平以下㊂对于M310型核电机组,以及其他没有配置专门的通风系统且无法在核电机组正常运行期间被允许投运的核电机组,应考虑是否可以应用机组已有的其他通风系统对反应堆厂房进行通风㊁吹扫,如前面提及的ETY系统㊂必要时可以向国家核安全监管部门申请临时投运的时间窗口与时长,或申请修改核电厂安全分析报告中的相关内容,使得核电厂能够建立系统性的在机组运行期间对反应堆进行通风吹扫的制度㊂前面提到过,有的核电厂就曾专门向国家核安全监管部门提出临时申请,利用其机组的ETY 的小流量吹扫功能对其反应堆厂房进行了通风㊁吹扫,以降低厂房内的CO和甲醛的浓度,吹扫时长约为5天㊂ETY系统的设计通风流量约为1500m3,如果利用该系统对反应堆厂房内的放射性惰性气体进行5天时长的吹扫,则可以使反应堆厂房内的放射惰性气体浓度降低1个数量级㊂4)记录惰性气体产生的照射剂量目前国内在运的核电机组的类型比较多,要求所有核电厂短时间内都能够做到建立统一㊁系统性的降低或消除反应堆厂房内放射性惰性气体辐射源项的制度不大现实㊂但在确认放射性惰性气体这一辐射源项后,首先应该考虑的是记录和统计工作人员可能受此源项照射的剂量,包括个人剂量与集体剂量,这属于辐射安全管理的基础性工作内容㊂当核电厂采取了系统性的降低或消除放射性㊃144㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期惰性气体辐射源项措施,并能够确保工作人员的照射剂量低于 记录水平 后,自然就不用再统计和记录这部分照射剂量了㊂5㊀结束语㊀㊀核电厂在设计中没有专门识别放射性惰性气体辐射源项及其在特定工况条件下可能对核电厂工作人员产生辐射照射的影响,此外目前世界上也还没有成熟的对放射性惰性气体对人员所产生的辐射照射剂量进行监测与记录的技术和仪表,同时核电厂对此辐射源项及其辐射风险也并没有给予足够的重视等因素,使得在运的核电厂基本上都没有采取有针对性和系统性降低或消除反应堆厂房内放射性惰性气体的辐射防护措施,特别是在核电机组出现核燃料组件破损的情况下,这类辐射源项将可能会显著地增加对工作人员产生不可忽视的辐射照射风险㊂对于在运核电厂,了解㊁辨识㊁确认反应堆厂房内存在的放射性惰性气体辐射源项,及其对工作人员可能产生的辐射照射风险现状是解决本文提及问题的首要前提㊂其次,建立系统性的辐射防护措施是消除该辐射风险的根本保障㊂鉴于核电厂工作人员在反应堆厂房内从事的相关生产活动符合辐射防护的正当性,减少厂房内的放射性惰性气体源项将是减少工作人员照射剂量唯一有效的辐射防护措施㊂希望本文的内容能够对核电厂辐射安全管理部门的专业人员有所启迪,以进一步提升对核电厂内特殊辐射风险的认知与辨识能力,并尽可能地采取有效措施,减少或消除这些特殊辐射源项对核电厂工作人员的职业照射风险,确保他们的辐射安全㊂参考文献:[1]㊀刘新华.核电厂一回路源项和排放源项[M].北京:科学出版社,2019:31-94.[2]㊀顾景智.大亚湾核电站反应堆厂房内氡浓度的测量与分析[J].辐射防护通讯,1999,19(1):37-39.[3]㊀核工业标准化研究所.电离辐射防护与辐射源安全基本标准:GB 18871 2002[S].北京:中国标准出版社,2002.[4]㊀陈济东.大亚湾核电站系统及运行[M].北京:原子能出版社,1994:496.An ignored radiation exposure source termin nuclear power plantsGU Jingzhi(Nuclear Power Operation Co.Ltd.,of CGN,Guangdong Shenzhen 518130)Abstract :Noble gas is a kind of radioactive material produced in nuclear fission processes of a nuclear powerunit.Nevertheless such radiation source term and its exposure risk to workers of nuclear power plants duringspecific conditions has been neglected,due to its physical form and charachteristics as well as the difficulties of exposure dose measurement technology.This paper calls for attention to the professional radiation staffs of nuclear power plants to make further efforts to identify those specific radiation risks existed inside the nuclearpower plant and then to control and reduce the source terms and their exposure risks.Key words :radioactive noble gases,reactor building;source term identification;specific unit condition,source term control㊃244㊃。
核电厂对环境的放射性污染及其防治
本文主要调查研究了世界范围内和我国正在运行的核电厂放射性污染物向环境的排放及 其对公众的照射, 历史上发生的核电厂严重事故及环境后果, 核电厂放射性污染防治的对策; 对这些资料进行分析和小结, 提出了对我国核电厂放射性污染防治的若干建议。
图 1 给出了世界范围内 1970 年至 1989 年所有核反应堆按 5a 平均的放射性废气、废液的
施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治
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图 1 世界范围内所有反应堆按 5a 期平均的放射性核素的归一化释放量[ 4] F ig . 1 A v erag e nor malized r eleases of r adionuclides for each 5 y ears fr om r eactor s in the wo rld[4]
体废物的一部分来源。 1. 5 核电厂乏燃料
未经处理的核电厂乏燃料可以看成高水平放射性废物。核电厂乏燃料的后处理可回收可 供使用的铀与钚, 同时产生高水平放射性废物, 这些废物含有多种超铀元素和一些放射性很 强、发热和长寿命的裂变产物, 有可能成为潜在的环境污染源。
1. 3 核电厂放射性固体废物 1. 3. 1 放射性固体废物的分类
核电厂放射性固体废物主要是由核电厂运行和维修中产生的中、低水平放射性固体废物。 它们通常可分为以下 4 类:
( 1) 浓缩液。主要来自废液处理系统的蒸发装置产生的蒸发浓缩液, 少量来自放射性废物 回收系统。
( 2) 废树脂。包括不同类型的废离子交换树脂, 属湿的固体废物。
关键词 核电厂 放射性 环境污染 环境管理 秦山核电厂 广东大亚湾核电站
核辐射防护装备标准
核辐射防护装备标准近年来，核能产业的快速发展与广泛应用已经成为许多国家的发展方向。
然而，核能的利用也伴随着核辐射的风险。
为了保障核能产业的安全和人民生命财产的安全，制定和遵守核辐射防护装备标准是至关重要的。
本文将深入探讨核辐射防护装备的相关标准，包括人员防护、物资防护和环境监控，旨在为核能产业的健康发展提供技术支持和规范指导。
1. 人员防护人员防护是核辐射防护的首要任务。
核辐射对人体的辐射伤害是潜在的、不可逆的，因此，必须制定严格的人员防护标准来确保工作人员的安全。
核电站人员防护标准应包括以下要点：1.1 辐射防护服辐射防护服是核电站工作人员的基本防护装备，其设计和使用应符合国际标准。
辐射防护服应具备辐射防护性能良好、舒适度高、易清洗等特点。
1.2 辐射监测设备核电站应配备辐射监测设备，并遵循国际通用的辐射监测标准，包括辐射计、剂量仪、辐射监测系统等。
这些设备应定期校准和维护，确保准确可靠地监测辐射水平。
1.3 防护室设计核电站的防护室是保护工作人员免受核辐射的重要措施之一。
防护室的设计应符合国际标准，选用符合安全要求的材料，并配备通风系统、辐射监测设备等。
2. 物资防护在核能产业中，各种物质都可能受到核辐射的影响。
为了降低核辐射对物资的损害，制定物资防护标准是必要的。
2.1 辐射防护包装对于放射性物质的运输和储存，应使用符合国际标准的辐射防护包装。
包装材料应具有辐射防护性能，确保物质不会泄露或造成危害。
2.2 辐射防护材料核辐射防护材料是核能产业中重要的物资防护手段之一。
辐射防护材料应符合国际标准，能够有效吸收和阻挡辐射，确保工作环境和设备的安全。
2.3 辐射污染控制核辐射污染是核能产业中的常见问题。
为了防止核辐射污染的发生和扩散，应制定严格的辐射污染控制标准，包括辐射清洁区域的规划和建设，辐射污染物的处理和处置等。
3. 环境监控核能产业对环境的影响是全面的，因此必须进行全方位的环境监控，及时发现和评估核辐射对环境的影响。
核电厂的辐射防护(刘原中) 共70页
2,压水堆(PWR)核电厂简介
2.1,核电厂的反应堆堆型
核电用的核反应堆的堆型有10多种，其中较为成熟的有压水 堆、沸水堆、石墨气冷堆（CO2或氦气冷却）、石墨水堆和重 水堆。
；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。
1.3,剂量限值和剂量约束
剂量限值是辐射防护三原则之一，对于核电厂
的设计来说，应当使运行期间产生的辐射照射不 超过为工作人员所规定的剂量限值和剂量约束。 剂量限值和剂量约束应符合国标GB18871-2019 《电离辐射防护和辐射源安全基本标准》的规定 。
（1）职业照射工作人员的年个人剂量限值为20 毫希沃特（mSv）（5年平均值），任何单一年 份不应超过50毫希沃特（mSv）。
核电厂的辐射防护
刘原中
清华大学核研院 2019.11
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。
我国目前已建和拟建的堆型有：压水堆（PWR)和重水堆 (HWR)、高温气冷堆(HTR)。
核电厂的辐射防护刘原中
1.3,剂量限值和剂量约束
剂量限值是辐射防护三原则之一，对于核电厂 的设计来说，应当使运行期间产生的辐射照射不 超过为工作人员所规定的剂量限值和剂量约束。 剂量限值和剂量约束应符合国标GB18871-2002 《电离辐射防护和辐射源安全基本标准》的规定 。 （1）职业照射工作人员的年个人剂量限值为20 毫希沃特（mSv）（5年平均值），任何单一年 份不应超过50毫希沃特（mSv）。 （2）核安全导则HAD102/12－2011《核动力 厂辐射防护设计》（报批稿）中，提出了职业照 射工作人员的个人剂量约束应不超过15毫希沃特
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。
1.2,范围
能是堆芯辐射源项的近似代表。
表3.4给出了华能山东岛湾核电厂高温气冷堆核电站
示范工程（代号HTR-PM）堆芯主要核素放射性总量。
单位功率裂变产物放射性总活度约为
1.59×1017Bq/MW。
（1）瞬发裂变中子 U-235 一次裂变平均放出 2.5 个中子，携带的能量约为 5MeV ， 中子的能量从ev量级一直到18MeV，平均能量约2 MeV。但超 过10MeV的中子携带的能量不到总能量的1%，所以一般认为中 子的能量上限为14MeV。 （2）其它中子
3.1.2 中子
在堆芯发出的其它中子有：缓发中子、活化产物中子和光击（光 核反应）中子。缓发中子是某些裂变产物(例87Br、88Br、89Br等 )衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓变中子为 0.0158个，而 且能量很低。活化产物中子是堆芯中的某些活化产物衰变时放出 的中子。例17O(n,p)17N反应产生的17N，在衰变时放出1个能量 为1MeV的中子。光击中子是高能γ 射线引起的(γ ,n)反应产生的 中子，但所有这些中子在辐射防护上意义都不大。
核电厂安全第七章核电厂辐射防护与监测ppt课件
1. 由核裂变直接产生的裂变中子；
2. 结构材料活化后释放的Ɣ射线；
3. 冷却剂中的放射性。
➢ 裂变产物：近40种元素、约200种核素（85-150）惰性气 体：氪、氙——气载放射性外照射
易挥发元素：碘、铯、碲——积累于器官内照射
➢ 锕系元素：如238Pu，242Pu等——长寿期
➢ 活化产物：如13N，19O，59Fe，60Co，65Ni等
26
合理最优化要求：
③防护个水人平所为受W剂0量时当，量X 应+Y在最规小定，的限量以下。确保
净利对益每最一大个。人提供适当的保护。
V——毛利
P——生产成本（未计防护成本）
X——辐射防护成本 Y——辐射危害相当的代价
代 价
V-P
X+Y X
正当化要求： V-（P+X+Y） =（V-P）-（X+Y）> 0
难熔氧化物
Xe，Kr I，Br Cs，Rb Te，Se，Sb Ba，Sr Ru，Rb，Pd，Mo，Te Y，La，Ce,Pr,Nd,Pm,Sm,Eu,Np,Pu Zr，Nb
4
3.放射性物质在主系统内的迁移
➢ 气隙释放与熔化释放：主回路边界完整，蒸汽把从 包壳释放出的裂变产物排入安全壳，裂变产物在主 回路内表面沉积。
➢ 汽化释放与蒸汽爆炸释放：主回路承压边界已不复 存在，所有释放出的裂变产物将直接全部进入安全 壳空间。
随着反应堆经历严重程度不同的事故时，可能发生包壳破损、 燃料熔化、与混凝土或金属发生作用及蒸汽爆炸等不同情况。
5
放射性物质向安全壳的释放
1. 气溶胶的形成及特征 形成：
堆芯碎片材料的物理破碎； 堆芯裂变产物蒸汽的凝结； 特征： 组成复杂； 可在气流中悬浮相当长时间。
国家核安全局关于印发《福建漳州核电厂1号机组运行许可证颁发前综合检查报告》的函
国家核安全局关于印发《福建漳州核电厂1号机组运行许可证颁发前综合检查报告》的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2024.08.25•【文号】国核安函〔2024〕80号•【施行日期】2024.08.25•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文关于印发《福建漳州核电厂1号机组运行许可证颁发前综合检查报告》的函国核安函〔2024〕80号中核国电漳州能源有限公司：根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的有关规定，我局组织检查组于2024年8月12日至16日对你公司福建漳州核电厂1号机组运行许可证颁发前核安全和环境保护设施情况进行了综合检查。
现将检查报告印送给你公司，请采取有效措施，落实检查报告中提出的各项要求，确保福建漳州核电厂1号机组运行安全。
国家核安全局2024年8月25日福建漳州核电厂1号机组运行许可证颁发前综合检查报告检查单位名称：生态环境部（国家核安全局）受检单位名称：中核国电漳州能源有限公司检查日期：2024年8月12日至16日一、检查依据（一）《中华人民共和国环境保护法》；（二）《中华人民共和国放射性污染防治法》；（三）《中华人民共和国核安全法》；（四）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则；（五）《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则；（六）《核电厂核事故应急管理条例》及其实施细则；（七）《民用核安全设备监督管理条例》及配套文件；（八）《放射性废物安全管理条例》；（九）《核电厂质量保证安全规定》；（十）《核动力厂设计安全规定》；（十一）《核动力厂调试和运行安全规定》；（十二）《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》；（十三）福建漳州核电厂1、2号机组最终安全分析报告；（十四）福建漳州核电厂1、2号机组环境影响报告书（运行阶段）；（十五）福建漳州核电厂1、2号机组质量保证大纲；（十六）福建漳州核电厂1、2号机组调试大纲；（十七）福建漳州核电厂1、2号机组在役检查大纲；（十八）核电厂建造、安装和调试适用的相关标准规范；（十九）国家核安全局发布的核安全审评原则和管理要求等。
浅谈陕北地区放射性同位素吸水剖面测井中辐射安全与防护
(2) 平面布局:实验室优化平面布局,将涉及
放射性的区域( 高活区、低活区) 集中设置,尽可
能减少放射性污染区域。 工作人员进出高活区、
低活区区域之前设置更衣、洗手和辐射剂量监测
设施区域。
(3) 辐射屏蔽设计:根据操作所使用的放射
性核素,宜选用混凝土、砖墙、铅板等材料进行防
护,保证工作场所所在房间墙体、门窗等屏蔽体外
2. 1 正常工况下的产污环节及主要污染途径
以及131 I 衰变产生的 β 射线外照射;放射性同位
素释放器清洗过程会产生放射性废水;放射性同
位素测井物料分装、测井过程中会产生废测井原
陕北地区放射性同位素含水剖面测井主要使
用的131 Ba、131 I 固体微球颗粒,其放射性测井物料
配置、测井物料运输和释放器运输、现场测井等过
滤积在地层表面,用测井仪器测出注入同位素后
有资质单位负责运送至放射性物质贮存库进行暂
存,暂存前由专人进行铅罐表面剂量率监测,进行
的 γ 曲线,对比分析注入放射性同位素前后的地
层 γ 曲线,结合地层参数,得到测量地层吸水剖
面监测结果。
入库台账登记。
(3) 对测井现场进行清理回收,并将产生的
放射性同位素分装实验室内分装操作人员佩
积、良好的照明和通风,设置有贮源坑或贮源箱。
(3) 辐射屏蔽设计:选用混凝土、砖墙、铅板
等材料合理设计防护方案,保证放射性物质贮存
库墙体 / 门窗等屏蔽体、贮源坑( 池) 表面 30 cm 处
周围剂量当量率分别小于 2. 5 μSv / h、100 μSv / h。
(4) 装饰装修要求:放射性物质贮存库地面
表面 30 cm 处周围剂量当量率小于 2. 5 μSv / h。
核电厂辐射防护教材
放射性物质主要通过吸入、 食入和破损的皮肤或伤口等途 径进入人体 。
辐射防护措施
核电厂在生产电力的同时会产生大量的放射性。辐射防护的 目的是使人类受其照射的必要活动建立和维持适当的安全条 件，避免发生非随机效应，并使随机效应的发生率减至实际 可能的最低水平。
辐射防护针对 对象
核电厂 工作人员
环境
社会公众
辐射防护措施
核电厂从业人员所受的辐照剂量与多种因素有关，美国核管局1981年发表
的统计资料表明 ，每个堆的平均额定功率在逐年增加，平均工作人员数及 平均集体剂量也在逐年增加，但是随着辐射防护技术的不断改进，每个工 作人员的平均剂量却在下降。
厂内辐射水平 工种 所做操作
外照射 内照射
集体
个人
辐射防护措施
集体防护 集体防护措施主要有以下几种：
辐射防护措施
个人防护 个人防护主要是针对放射性物质进入人体的途径，主要措 施有：
正确佩戴个人呼吸用品
严禁在控制区域进食、吸烟
不带裸露伤口进 控制区域工作
辐射防护措施
核电厂对环境和社会公众的辐射危害主要是由于向水体和 大气中排放放射性物质造成的。
正常 运行 核事 故
气/液/固态废物 放射性活化产物
排出前经过严格 处理且量非常少 对环境和公众无 影响
裂变产物 大量释放
严重的核事故会 对公众和环境造 成严重威胁
环境实体
用于降低公众和环境照射的措施有很多，在电厂设计阶段、运 行阶段以及出现事故阶段都有措施来保证公众和环境受到的影 响最小。这些措施涉及废物处理、安全措施和应急防护行动等 各个方面。
核电厂 工作人员
辐射防护措施
外照射防护方法一般有以下几种：
核电厂辐射防护2
辐射照射的分类
根据受到的照射水平和它的时间分布，可将各 种照射划分为两种类型。第一类是连续的或分 散的低剂量率、低剂量水平下的照射；第二类 是中等或高剂量率、大剂量水ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ下的短时间照 射。
β粒子的相对危害性
与α粒子相比，β粒子在空气中的射程较 大。能量较高的β粒子能穿透人体皮肤进 入浅表组织，因此，β粒子是具有较小外 照射危害的辐射。
β粒子在组织中射程较大，在组织的某一 小体积内沉积的能量较α粒子小，对小体 积内组织引起的损伤比α粒子要小
γ射线的相对危害性
γ射线在空气和其他物质中的射程较大，也就 是说其穿透力较强。即使处于离辐射源远处的 组织，也会受到危害。当人体处于γ射线辐射 场中时，会使所有器官和组织受到照射。就外 照射而言，与α、β辐射相比，γ射线具有更大 的危害性。
由于γ射线在人体组织中的射程较大，甚至贯 穿人体，因而在组织中某一小体积内沉积的能 量较小，对人体组织损伤也较小。就内照射而 言，γ射线的危害较α、β辐射小得多
中子的相对危害性
中子不带电，不论在空气中还是其它物质中， 它都具有很大的射程，与γ一样，中子对人体 的危害主要是外照射，但其产生的损伤程度要 比γ射线大。
辐射对机体的作用
电离辐射对细胞的损伤
电离辐射对细胞作用所产生的损伤是产生生 物效应的外因，细胞对电离辐射有敏感性，同 时也有耐受性，生物酶也可以对细胞的损伤进 行一定的修复，减小电离辐射的影响，当不能 完全修复时便会产生明显的生物效应。如果这 些损伤是严重的并且是大量的(短时间内的大 剂量照射)，就会损害全部细胞，表现出电离 辐射的危害性。辐射对细胞作用过程见图l。
辐射对机体的作用
人体受到辐射照射后出现的健康危害来源于各种射线 通过电离作用引起组织细胞中原子及由原子构成的分 子的变化。电离和激发主要通过对DNA分子的作用使 细胞受到损伤，导致各种健康危害。危害的性质和程 度因辐射的物理学特性和机体的生物学背景而有所不 同。它可以是发生在受照者本人的躯体性效应(somatic effect)，也可以是因生殖细胞受到照射引起的发生在 受照者后裔的遗传性效应(hereditaryeffect)；可以是超 过一定水平照射后必然出现的确定性效应 (deterministiceffect)，也可以是受照水平虽低也不能 完全避免的随机性效应(stochasticeffect)。
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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
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）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。
℃ 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
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
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。
（3）其它γ射线
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。
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%。
；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。
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
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。
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 于放射性碘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。