核电厂辐射防护讲解
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)。
核电厂项目施工辐射防护措施
核电厂项目施工辐射防护措施1原则辐射防护的目的在于防止任何可避免的照射，并降低一切不可避免的照射，使之保持在合理可行尽量低的水平。
为实现这一目标的设计中必须采用下述办法：（1）含有放射性物质的构筑物、系统和部件采用适当的布置方式，并设置屏蔽；（2）核电厂和设备设计中贯彻减少辐射区内人员活动和厂区人员遭受污染的可能性的要求；（3）放射性废物在厂内的处置或发往厂外的过程中，采用适当的方式和条件处理放射性物质；（4）采取措施，降低厂内所产生的散布于厂内或释放到环境的放射性物质的数量和浓度。
必须充分考虑到人员停留区域内辐射水平以及放射性废物的产生随时间递增的因素。
①进一步指导见安全导则HAF0209。
2辐射防护的设计核电厂的设计中必须贯彻厂内外的辐射照射在运行状态下限制于规定限值和事故工况下限制于可接受限值以内的要求。
设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的设计和布置中必须采取合适的措施，以尽量减少来自各种放射源的照射和污染；这类措施必须包括在维护和检查期间降低辐射照射、屏蔽直接照射、采用技术规格适当的材料降低腐蚀产物的活度、监测手段、核电厂出入口的控制、按辐射和污染程度分区及合适的去污设施等方面的系统和部件的恰当设计。
屏蔽设计必须符合操作区的辐射水平不超过规定限值，并有利于在维护中降低维护人员所受的辐射照射。
屏蔽设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的布置必须符合下述要求：辐射区和污染区的出入要有控制措施，厂内放射性物质的转移和人员流动所引起的污染减少至最低限度。
核电厂的布置要为高效率的运行、检查、维护和部件的更换创造条件，以尽量减少辐射照射。
必须为人员和设备提供合适的去污设施，并为处理去污活动中所产生的放射性废物采取适当措施。
3辐射监测设备必须配置用于在运行状态和事故工况中（并视实际可能在严重事故期间）进行充分辐射防护监督的设备。
其具体要求如下：（1）在运行人员常驻之处以及在正常运行或预计运行事件中，由于辐射水平的变化需在一定时间内限制进入的场所，设置固定式剂量率仪表对当地的辐射剂量率进行监测；此外，必须在适当的地点安装固定式剂量率仪表，用以指示事故工况和严重事故下总的辐射水平；这些仪表必须向控制室或有关控制点提供足够的信息，以便运行人员及时采取必要的纠正措施；（2）在人员常驻之处及气载放射性水平可能高至要求防护措施的场所，设置测量空气中放射性物质活度的监测系统；测得高浓度核素时，这些系统必须向控制室或适当的控制点发出指示；（3）在运行状态或事故工况下，为测定流体处理系统中和取自核电厂系统或空间的气体或液体样品中所选定的放射性核素浓度设置固定式设备或实验室装置；（4）设置监测排出流向环境排放前或排放过程的固定式设备；（5）设置用于测量放射性表面污染的仪器；（6）设置用于测量人员所受剂量和污染的装置。
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。
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)。
核电厂对有害辐射的屏蔽防护措施有哪些
(三)、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。
（1）首先，放射性废物在排放前必须经过严格的处理和监测程序；
（2）其次，对于废液和废气的排放，规定放射性产物在水中和空气中的浓度不得超过限值，包括排放总限值和浓度限值；
(二)、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：
1、正确佩戴个人呼吸用品；
2、严禁在控制区域进食、吸烟；
3、不带裸露伤口进控制区域工作。
二、核电厂在建设生产过程中的防护
一、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。
(一)、在核电厂正常运行的情况下，会产生气态废物、液态废物、固态废物以及放射性活化产物等，并可能将其带入我们所生活的环境实体中，此类核辐射污染在排出前就已经经过了严格处理且污染的量非常少，可以说此类污染在合理范围内对环境和公众是无影响的。
核电厂对有害辐射的屏蔽防护措施有哪些?
核电厂对有害辐射的屏蔽防护措施方面，我认为可以从两点进行讨论，即从员工个人与群体的防护、核电厂在建设生产过程中的防护两方面进行讨论。
一、员工个人与群体的防护
一、外照射防护方法：
(一)、时间防护
时间防护的原理是：在辐射场内的人员所受照射的累积剂量与时间成正比，即个体所受辐照剂量＝剂量率×辐照时间。
源强防护的要点是通过降低辐射源的强度，从而达到人员防护的目的。
(四)、屏蔽防护
在工作人员与放射源之间设置屏蔽，减少其工作环境的辐射水平。
屏蔽防护的原理是：射线包括穿透物质时强度会减弱，一定厚度的屏蔽物质能减弱射线的强度，在辐射源与人体之间设置足够厚的屏蔽物（屏蔽材料，例如对于X射线常用的屏蔽材料是铅板和混凝土墙、钢板，或者是钡水泥（添加有硫酸钡-也称重晶石粉末的水泥）墙。），便可降低辐射水平，使人们在工作所受到的剂量降低最高允许剂量以下，确保人身安全，达到防护目的。
核电站辐射防护管理制度
核电站辐射防护管理制度核能是一种重要的能源来源，但核电站的运行必然与辐射有关。
为了确保工作人员和周边居民的安全，核电站必须实施一套完善的辐射防护管理制度。
本文将详细介绍核电站辐射防护管理制度的要点和重要措施。
一、辐射防护管理制度的重要性核电站的运营涉及放射性物质和辐射源，如果没有合理的管理制度，辐射可能会对工作人员和周边环境造成潜在的危害。
因此，建立一套科学有效的辐射防护管理制度势在必行。
二、核电站辐射防护管理制度的要点1. 辐射剂量监测和控制：核电站必须设立辐射监测系统，对关键区域进行实时监测，确保辐射剂量在安全范围内。
辐射工作人员必须佩戴个人剂量计，并按规定定期接受健康检查。
当辐射剂量超过规定限值时，应立即采取相应措施，如限制时间、增加距离和使用辐射防护设备等。
2. 辐射源安全管理：核电站必须建立辐射源清单，并对每个辐射源进行登记、追溯和管理。
辐射源必须定期进行安全性评估和检验，确保其运行正常且不会造成辐射泄露。
同时，进行定期的辐射源库存清点，确保辐射源的准确数量和位置。
3. 辐射防护培训和教育：核电站必须提供全面的辐射防护培训和教育，确保工作人员对辐射的认知和应对能力达到要求。
培训内容包括辐射的基本知识、辐射防护设备的正确使用、辐射事故应急处置等。
4. 辐射源事故应急预案：核电站必须制定辐射源事故应急预案，明确各级人员的职责和措施。
应急预案包括事故报告和通知程序、人员撤离和隔离措施、辐射监测和救援措施等内容。
同时，应定期进行演练和评估，提高应急响应能力。
5. 辐射防护设备和装备管理：核电站必须配备完备的辐射防护设备和装备，如防护服、安全帽、面罩等。
这些设备和装备必须经过定期检验和维护，以确保其有效性和可靠性。
三、核电站辐射防护管理制度的实施核电站辐射防护管理制度的实施需要全员参与和严格执行。
核电站的管理层必须制定相应的政策和规定，并确保其落实到位。
同时，监管部门应对核电站的辐射防护管理制度进行定期检查和评估，确保其科学、可行和符合法规要求。
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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
放射性危害
根据辐射效应的发生率与剂量之间的关系，电离辐射对人 体的作用可分为确定性效应和随机性效用。
分子水平
细胞水平 体细胞 细 胞 死 亡 生殖细 胞 体细胞 细 胞 变 异 生殖细 胞
临床症状
效应
功能 障碍 不孕
确定性效应 有阈值，严重 程度与剂量有 关
DNA 损伤
肿瘤
遗传 效应
随机性效应
辐射防护措施
设计阶段
核电厂的设计和选址必须考虑放射性流出物对环境、生态和公 众的影响，核电厂应能保证在发生最大可信事故条件和不利的 扩散条件下也不会给公众带来不可接受的照射。除了要电厂本 身的技术要满足要求外，众多外部因素也是必须考虑的部分。
外部事件
厂址和 环境特 性
人口和 社会资 源分布
核电厂设计需要考虑的外部因素
中子 γ射线 活化产物 惰性气体133Xe等 131I
活化产物（16N 17N、19O、18F等） 裂变产物（燃料 包壳发生破损时）
衰变时产生中子 其他裂变产物
放射性水平仅次 于堆芯
根据废物种类和 来源的不同生放 射性活度不同。 （7.4 ×10-2 ~ 1.85×104 GBq/m3）
核电厂放射性危险来源
外照射是指放射源在人体之外对人体产生的照射，包括体表 放射性污染引起的照射。外照射可引起内部器官组织或皮肤 的损伤。
在核电厂，外照射的来源：
γ 射线引起的外照射 β 射线引起的外照射 中子产生的外照射
核电厂放射性危险来源
内照射是指进入体内的放射性 核素作为辐射源对人体的照射 。 放射性物质一旦进入体内，会 时时刻刻对人体产生照射 ，因 此内照射造成的伤害往往比外照 射要大。
无阈值，发生 几率与剂量有 关
放射性危害
短时间内受到大剂量的辐射照射可能对人体产生确定性效应
核电厂放射性危险来源
核电厂中经常遇到的电离辐射为α 、β 、γ 、和中子辐射， 四种射线由不同粒子组成，各自的穿透能力也不一样。
核电厂放射性危险来源
以一般的压水堆核电厂为例，厂区内存在的放射源有以下几类：
X射线诊断，放射性药物
人工放 射性
核技术应用
核试验 核动力生产
26μSv/年
20μSv/年 1μSv/年
夜光表、烟雾探测器等
核武器爆炸沉降物 核电站等
放射性危害
只要剂量在限值范围内，放射性不会对人体健康造成影响。 《电离辐射防护和辐射源安全基本标准》（GB18871－2002） 对辐射防护基本限值剂量作了严格的限值：
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。
范围 职业照射限值 5年时间内平均每年20mSv， 但任何一年剂量不能超过 50mSv 150mSv/年 500mSv/年 500mSv/年 公众照射限值 年有效剂量1mSv，如果连续5年 的年平均剂量不超过1mSv，则单 一年份的有效剂量可提高到5mSv 15mSv/年 50mSv/年 /
全身
眼晶体 皮肤 手和脚
测程序；
对于废液和废气的排放，规定放射性产物在 水中和空气中的浓度不得超过限值，包括排 放总限值和浓度限值； 许可证持有者接受社会公众和相关检测部 门的监督，信息公开保持常态化。
谢谢大家
谢谢 Thank you
-
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
辐射防护措施
距离防护
距离防护的原理：平方反比定律
1(mSv/h)
1/4(mSv/h)
1/9(mSv/h) 放射源 与人体距离
辐射防护措施
针对距离防护的原理，我们在工作时应该采取措施尽量远离 放射源。
与辐射源保持距离
使用长杆工具
辐射防护措施
屏蔽防护 在工作人员与放射源之间设置屏蔽，减少其工作环境的辐 射水平。
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：
屏蔽防护 源强防护 距离防护
时间防护
辐射防护措施
时间防护 个体所受辐照剂量＝剂量率×辐照时间，尽量减少人体在放 射源危险范围内停留的时间，以降低所受的辐照剂量。
熟悉作业程序 优化操作方案 降低操作时间
人员轮换作业 降低个体所受 辐照时间
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。