第二章核电厂辐射防护

5）降低辐射源活度 限制腐蚀产物结垢；核电厂检修时为了减少工作人
员受照，要先用干净的水或气体进行冲洗和清扫 ，减少设备残留放射性活度；收集泄漏、进行疏 水等。
4.核电厂的辐射防护措施
6）培训、计划和组织 从事辐射工作，如果人员接受了必要的培训 或进行模拟操作训练就可以缩短操作时间 ，也就减少了剂量。 事先充分的计划和组织都是减少工作人员照 射的重要措施。 7）工作人员的个人防护措施； 8）源项控制：放射化学控制活化产物的产生 与结垢
3.核电厂辐射危害
2）对环境的影响 a)放射性气态流出物 来源：含氢废气；含氧废气；工作场所的排风； 处理：储存（或滞留)衰减、过滤、吸附。 排放：烟囱－大气 b)放射性液态流出物 来源：工艺废液；化学废液、地面疏水、洗涤 废水
3.核电厂辐射危害
处理：蒸发、离子交换、过滤。 排放槽－－混合－－排入受纳水体 c)固体放射性废物 不可压缩废物：系统设备（包括易损部件、 过滤器等); 可压缩废物：沾污的防护用品；废树脂； 处理：压缩（焚烧）；整备；固化 ；暂存； 送中低放处置库。
• • • • • 密封的燃料芯块和燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。 高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃 料芯块。 燃料芯块中铀-235的富集度约3％，－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米， 厚约0.57毫米的锆-4合金管内。 这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆 合金管内，构成高度为3米多细而长的燃料元件。 这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件见图1-20。一般是将燃 料元件排列成17×17的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加上端部构件 ，整个燃料组件长约4米。燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以 利于冷却剂的横向流动。P32
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
4.核电厂的辐射防护措施
4）通风
气流组织：由干净区向脏区流；辐射工作区（特别 是进行开放性操作的区域）要保证一定的负压或 换气次数；排风经处理后由烟囱排出；
4.核电厂的辐射防护措施
控制区－－区域内辐射水平较高，需要或可 能需要专门防护手段或安全措施的区域。 • 控制正常的照射或防止污染扩散；预防或 限制潜在照射； • 采用实体边界划定控制区； • 控制区进出口要有指示，提供防护用品、 监测设备和个人衣物柜、提供皮肤和衣物 污染监测仪、冲洗淋浴设备和污染衣物存 放柜（专门的卫生通过间）。
4.核电厂的辐射防护措施
2）屏蔽 核电厂设计的屏蔽考虑： 堆本体的中子和γ屏蔽；中子能量、 γ能量 一回路的缓发中子和裂变产物（假设元件破 损率） 活化产物16N（T1/2=7.13s、Eγ＝6.13Mev） 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
D（剂量当量率） 非限制 区 监督区 (白) 绿区 黄区 D＜7.5µSv/h t＞ 6667h
居留特征 无限制 每季工作少于 500h 每周工作少于 40h 每周工作少于4h 管理进入 限制进入
剂量当量率（外照射＋内照射）
2.5µSv/h(0.25mrem/h)＜dose＜ 10µSv/h(1.0mrem/h) 10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
核电厂辐射防护
清华大学核研院 方 栋 2010年1月
ห้องสมุดไป่ตู้.概述
1）核电厂 1.1 轻水堆 A）压水堆 B）沸水堆 1.2重水堆 1.3高温气冷堆
堆型 压水堆 沸水堆 重水堆 铀 高温气冷堆 钠冷快堆 中子谱 慢化剂 热中子 H2O 热中子 H2O 热中子 D2O 热中子 快中子 石墨 无 冷却剂 燃料形态 燃料富集度 H2 O UO2 3%左右 H2 O UO2 3%左右 D 2O UO2 天然铀或稍加浓 氦气 （Th,U）O2 7~20%或90% 液态钠 （U,Pu）O2 15~20%
公众成员受到气载流出物照射的途径
空气污染 吸入照射
气 载 流 出 物
弥散 土壤 沉降 植物 食入内照射 动物 水体 外照射 人 的 剂 量
公众成员受到液态流出物照射的途径
弥散 液 态 流 出 物 水 内照射
水生生物
灌溉
食物
人 的 剂 量
沉积
外照射
3.核电厂辐射危害
d)影响环境的途径 e)公众的剂量限值 1mSv/a 核电厂流出物对公众的影响为0.25mSv/a 如果核电厂有多个机组或同一个厂址有多个 核电厂需要对0.25mSv/a进行分配。 0.25mSv/a 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 癌症和遗传疾病）风险为7.3×10－2/Sv
图1-23 冷却剂回路及设备布置图
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6.降低居民受照的防护措施
• 压水堆堆芯和压力容器
• 将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃 料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。见图1-21为压水堆压 力容器内结构示意图。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件，中间 有些位置空出来放控制棒。控制棒的上部连成－体成为蜘蛛爪式的控 制棒束。每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。控制 棒束在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量密度分布。 压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或 130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3.99米和4.39米，壁厚0.2 米和0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器 ，它的加工和运输都是－个需要认真对待的问题。这么巨大的压力容 器，它的加工和运输都是一个需要认真对待的问题。
4.核电厂的辐射防护措施
• 我国核电厂分区的剂量率水平：(20mSv/a)
标准 GB8703-88（50mSv）（ 岭澳一期） EJ/T3162001(20mSv) 有效剂量率 (mSv/h) D≤0.001 D≤0.0025 7.5µSv/h≤D＜25µSv/h 2000h＜t≤6667h 黄1 黄2 橙区 2mSv/h≤D＜100mSv/h 5h＜t＜25h D≥100mSv/h 5h t＜ D>10 通常禁止进入 dose≥0.1Sv/h(10rem/h) 25µSv/h≤D＜2mSv/h 25h＜t≤2000h D≤0.01 D≤0.1 D≤1 D≤10 空气污染 浓度 (DAC) 不受污染 可忽略 ≤0.1 ≤1 ≤10 GB18871-2002(20mSv)
1.概述
2）辐射防护限值与剂量约束值 核电厂放射性工作人员职业照射的 剂量限 值:5年的年平均 有效剂量为20mSv； 眼晶体的年当量剂量为150mSv 四肢或皮肤年当量剂量为500mSv －－GB18871－2002 核电厂向环境释放物质对任何公众个人造成 的有效剂量约束值每年必须小于0.25mSv
5.降低居民受照的防护措施
c)水文条件 独立水文单元、受纳水体 d)土地利用 e)人为外部事件：飞机撞击、爆炸、有毒有 害物泄漏等。 f)非居住区、规划限制区（根据选址源项）
6.降低居民受照的防护措施
2）防止放射性物质释放的多重屏障
6.降低居民受照的防护措施
• 一 燃料组件与核反应堆的本体结构
2.核电厂辐射源
3）乏燃料储存和运输 缓发中子、裂变产物放射性（γ） 4）废液、废气、废物处理系统 裂变产物和活化产物放射性（ γ、β）； 开放操作 外照射、内照射 5)降低一回路放射性源项的措施：减少腐蚀 产物生成；一回路除盐、净化；控制补给 水的含氧量
3.核电厂辐射危害
1）工作人员的职业照射 全身有效剂量限值小于20mSv/a 剂量约束值 15－18mSv/a 防止确定性效应 健康（包括癌症和遗传疾病）风险为 1.5/1000 (7.3×10－2/Sv)
2.核电厂辐射源
1）堆本体 a) 燃料元件中裂变产物（包括氚）、超铀元素、结 构材料中放射性活化产物; b) 中子、γ、β；(堆芯积存量ORIGEN） 2)冷却剂系统 少量裂变产物、腐蚀产物的活化（60、58Co、110mAg、 124Sb）、冷却剂的活化产物（3H、16N、14C、 24Na、38Cl 、42K、65Zn）、空气活化产物41Ar； 计算程序：美国PWR－GALE；法 PROFIP－裂变 产物，法 PACTOLE－腐蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成90％以上的剂量贡献
5.核电厂运行的放射性风险
2）污染风险 污染是以沉积形式存在于作业 现场设备内表面以及外壁上（也可能地面 和墙壁）。现场工作人员的活动污染物再 悬浮并吸入放射性颗粒； 污染物扩散 扩散到邻近区域；体表污染；内照射 污染监测 内照射预防
5.核电厂运行的放射性风险
3）碘风险 裂变产物碘－－一回路打开或泄漏；乏燃料 水下操作事故－－以气态或气溶胶进入控 制区。 监测设备：固定式仪表（KRT系统或RMS系 统）；移动式仪表；手动式仪表。 预防措施：监测和跟踪一回路放射性；通风 ；碘吸附器
5.核电厂运行的放射性风险
1）外照射风险 取决于现场维护工作的准备 ；区域现场标示；现场工作人员配备的监 测设备。 设备室的辐射风险指数：一回路的各个固定 监测点测量到的平均值－－它给出了一回 路上放射性沉积； 现场分区；热点标示；辐射水平分布图； 个人监测设备（剂量率计） 防护措施：时间；距离；屏蔽。
4.核电厂的辐射防护措施
1）分区管理 按照GB18871－2002规定，核电厂对辐射工 作区实行分区管理。二区划分：监督区； 控制区； 非辐射工作区－－厂区内从事的工作与放射 性（辐射）无关（如办公室、门卫、汽车 库等）； 监督区－－在此区域内，因为辐射水平很低 ，从事工作的人员不需要专门的防护手段 或安全措施；经常评估职业照射条件。
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图1-21 压水堆压力容器内结构示意图
1—吊装耳环 2—封头 3—上支撑板 4—内部支撑凸缘 5—堆芯吊篮 6—上支撑柱 7—进口接管 8—堆芯上栅格板 9—围板 10—进出孔 11—堆芯下栅格板 12—径向支撑件 13—底部支撑板 14—仪表管 15—堆芯支撑柱 16—流量混合板 17—热屏蔽 18—燃料组件 19—压力容器 20—围板径向支撑 21—出口接管 22—控制棒束 23—控制棒驱动杆 24—控制棒导向管 25—定位销 26—夹紧弹簧 27—控制棒套管 28—隔热套筒 29—仪表引线管 30—控制棒驱动机构
5.核电厂运行的放射性风险
4）α风险 风险的鉴别（燃料包壳破损）；风险存在的 部位； 探测设备； 预防措施：集体防护（封闭和负压）；个人 防护；α污染物的处理。 5）运行期间进入反应堆厂房 系统带压和含氮容器；中子与16N的γ
6.降低居民受照的防护措施
1）厂址选择 为了确保核电厂自身核安全和减少对环境影 响，在选址中要考虑很多因素：地质、地 震、水文、气象、人口、土地利用、外部 事件等 a) 人口 :密度、非居住区（禁区）；规划限 制区（低人口区）；应急要求； b) 气象：气载流出物的稀释弥撒；（内陆的 特点）
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
红区
4.核电厂的辐射防护措施
• 美国的分区剂量率水平（50mSv/a)
区域 允许的居留 剂量率 0无限制的正常居留≤0.05mrem/h（0.5μSv/h） Ⅰ非限制区 ≤0.25mrem/h （2.5μSv/h） Ⅱ职业工作区 ≤2.5mrem/h （25μSv/h） Ⅲ间断工作区 ≤15mrem/h （150μSv/h） Ⅳ限制进入区 ≤100mrem/h （1mSv/h） Ⅴ控制进入区 ≤1rem/h （10mSv/h） Ⅵ正常为限制，事故后有限进入区≤10rem/h （100mSv/h） Ⅶ正常严格限制，事故后限制进入区≤100rem/h （1 Sv/h） Ⅷ正常禁止进入区，事故后严格限制进入区≤500rem/h （5 Sv/h Ⅸ极高辐射区 ＞500rad/h （5 Gy/h）
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压水堆三道安全屏障
第二道屏障—压力边界
第一道屏障— 燃料芯块和包壳
第三道屏障—安全壳
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6.降低居民受照的防护措施
• 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相 关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界 ，称为一回路压力边界。 • 该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全 屏障。
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