第七章 外照射及其防护
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集中存放，在存放处同时放 作为记录本底之用。 置一定数量的TLD剂量计，
2.2 个人外照射剂量的监测
② TLD亦应佩戴在工作人员的左胸，与DM91同一位置。
TLD有姓名的一面为正面，佩戴时应正面向外。
③ TLD由辐射防护科每月定期测读，测读结果将记入工作 人员的个人剂量档案。
④ 使用TLD的工作人员受照剂量的调查水平为4mSv（一
1）时间防护
③ 加强培训和操练
就工作人员个人而言，应提高技巧，熟练操 作，缩短工作时间。对于难度较大的操作， 应事先组织培训，进行模拟练习，达到熟练 自如的程度。熟能生巧，事半功倍，花费时 间自然就少。
２）距离防护（distance protection )
距离防护法——尽量增加人体与辐射源之间的距离， 以减小人体受照的剂量。
闪烁，此时必须更新电池后才能测出正确的数据。
2.1 工作现场环境剂量率监测
c) 一定要看清楚测量时显示的单位。TOTAL860的测量 范围是1Sv/h~999.9mSv/h。因为TOTAL860表内有
两个计数管，一个量程低，单位为Sv/h；一个量程
高，单位为mSv/h
两个计数管将根据环境辐射水平的大小自动切换。 辐射水平低时，低量程计数管工作，
环境γ剂量率约为：
１Sv/3秒＝1200Sv/小时＝1.2mSv/h
c) DM91应按规定佩戴在连体服左胸的口袋里，卡子钩在带 上，并扣上钮扣，以免滑落。 d) 使用DM91的工作人员受照剂量的调查水平为1mSv（一 天），干预水平为2mSv（一天）。
e)
如果将在电磁干扰较强的场所工作，应主动申明领用加
以减少受照剂量。
在工作场所剂量率不变的条件下，受照剂量与受照
时间成正比，因此想方设法减少工作时间是减少受 照剂量的有效方法。一般说来，可以从下述几个方 面来减少受照时间：
1）时间防护
① 做好准备工作
做好一切可能做到的准备工作，进入工作现场后就能立
即开展工作，顺利地完成任务，避免在放射性控制区内 无谓的等待和滞留。
强型的DM91，以避免电磁波对剂量数据的影响。
2.2 个人外照射剂量的监测
II.
TLD的功能和使用
TLD是给辐射工作人员配备的月度剂量计，它用于 人员在控制区内工作一个月所受的γ射线外照射剂量
的测量和记录。
使用TLD时,要注意下列事项：
① TLD每月更换一次，由辐射防护科剂量计收发室统一保管，
而活化产物会从一回路系统转移到其它的相关系统中去，
它的大部分被化容控制系统（RCV）和废液处理系统 （TEU）去除，其小部分仍将沉积或吸附在一些系统和设 备的内表面，或者排入环境。活化产物对员工的照射剂量 约占年集体剂量的90%左右。
1.3 外照射作用的特点
外照射是指电离辐射源存在于机体之外，由其所发生的射线从 外部对机体产生的照射的一种方式。
显示1~999Sv/h；辐射水平高时，高量程计数管
工作，显示1.0~999.9mSv/h。测量单位看错将造成
1000倍的误差。
2.1 工作现场环境剂量率监测
② 中子剂量率的监测
除大量的γ剂量率仪TOTAL860供工作人员借 用外，辐射防护现场值班室还配备有两台中 子剂量率监测仪，供辐射防护工作人员在带
２）距离防护
例题2：Ａ点距γ点源1.5米，剂量率为200Sv/h，如Ｂ点
处剂量率为50Sv/h，问Ｂ点距该点源多远？
解：按公式 HA’ ٠ RA2 = HB’ ٠ RB2 200×1.5
a) 受照射累积剂量与放射源的活度和照射时间成正比，外照射剂
量的大小与工作环境剂量率和受照时间成正比，即： 剂量 = 剂量率 时间 b) 与照射距离平方成反比，当接近放射源时就会受到照射，离开 放射源时就不受照射或减少照射，
c)
用屏蔽物阻挡能避免或减少照射。
d) 外照射的防护 主要是防止穿透能力大的 、、 射线及中子等
量。
２）距离防护
例题１：距离一个γ点源3米处的剂量率为100Sv/h， 问距源１米处的剂量率有多大？
解：按公式 H1’ ٠ R12 = H2’ ٠ R22
因为 100×3 2 = H2’×12
所以 H2’ = 100×3 2 = 900(Sv/h) 答：距源１米处的剂量率为900Sv/h。
月），干预水平为7mSv（一月）。 ⑤ 如果是在有中子照射的场所（如带功率时的反应堆厂房） 工作，工作人员应佩戴特种TLD剂量计，这种剂量计既 可测量γ外照射剂量又可测量中子外照射剂量。
３外照射防护
外照射的防护就是采用一定的方法减小人员可能受到的外
照射剂量。根据公式： 剂量 ＝ 剂量率 × 时间
并维持辐射安全的工作条件。
2.1 工作现场环境剂量率监测
① γ剂量率的监测
在大亚湾核电站有多种测量γ剂量率的仪表，最 常用的测量γ剂量率的仪表是TOTAL860，本课 程要求进入控制区的工作人员都会使用 TOTAL860。根据工作需要，工作人员可以从辐 射防护现场值班室（L215）借用这种仪表。
准备主要应包括工作文件（规程、图纸、工作票等）的 准备，工具、器材的准备和防护用品的准备。另外，还 应安排专人进行工作现场的准备，保证现场照明、通风 和隔离等满足安全的要求。
1）时间防护
② 剂量分担
必要时，可采用“剂量分担”的方式。“剂 量分担”就是对于某些集体受照剂量可能较 高的操作（如蒸发器检修等）可以采用多人 （组）轮换操作的方式，这样每人（组）工 作的时间就少一些，相应受照剂量就少一些。
1.2 核电厂外照射的来源
表 6.1 核电厂外照射来源小结 反应堆状态 堆 运 行 裂变中子 辐 射 源 裂变 裂变产物衰变 活化产物衰变 裂变产物衰变 活化产物衰变 堆 停 闭
1.2 核电厂外照射的来源
从根本上讲，核电站的放射性来源于裂变和活化。裂变产 物虽然是最大的来源，但它被包容在第一道屏障内，对工 作人员的照射是有限的，仅占员工年集体剂量的10%左右。
一是裂变中子只产生于堆运行时； 二是裂变中子的产生只限于反应堆堆芯内。
从堆芯泄漏出来的裂变中子，通过生物屏蔽层已受到不同程 度的减速，所以反应堆厂房内各种能量的中子都会有。
1.2 核电厂外照射的来源
核电厂外照射来源小结：
在堆运行时外照射来源主要是裂变中子、裂变 射线、裂变产物衰变产生的射线和活化产物衰 变产生的射线。而堆停运时，裂变中子和裂变 射线就不再产生了，只有裂变产物衰变产生的 射线和活化产物衰变产生的射线。
功率条件下进入反应堆厂房时，进行现场中
子剂量率的监测。
2.2 个人外照射剂量的监测
大亚湾核电站对个人外照射剂量的监测主要
使用两种个人剂量计，一是直读式电子个人 剂量计DM91；另一是热释光个人剂量计TLD。 个人剂量计由辐射防护科剂量计收发室（位 于控制区出入口）统一保管，工作人员进入 控制区时领用，离开控制区时交还。
约2×108TBq（～5000MCi）的放射性物质。
1.2 核电厂外照射的来源
I.
γ外照射的来源
γ外照射是核电厂主要的辐射照射方式。由
于核电站反应堆堆芯内进行的裂变反应和活
化反应使得核岛厂房的某些系统、设备和废 物带有放射性，成为γ外照射的辐射源。
1.2 核电厂外照射的来源
a) U裂变时产生的γ射线。
注意：只有堆运行时才会产生裂变产物，但无论堆运行或堆停闭
时都有裂变产物衰变放出的γ射线。
1.2 核电厂外照射的来源
c) 活化产物衰变时会放出的γ射线
反应堆在运行期间，堆内的结构材料、冷却剂本身以及
冷却剂中携带的杂质和腐蚀产物由于受中子辐照，某些 稳定核素的原子会变成放射性核素的原子，这些放射性 核素通常被称为活化产物。活化产物主要包括冷却剂活 化产物和活化腐蚀产物。
２）距离防护
I.
点状源的辐射场 研究一个点状源，它向各个方向均匀地发出辐射。 对于点源来说，某点的剂量率与该点到源的距离 的平方成反比。平方反比规律可以写成：
H ’ ∝ 1 / R2
式中，Ｈ’为点源外某点的剂量率；Ｒ为该点到 源的距离。
２）距离防护
点状源在周围空间所产生的剂量率与距离 平方成反比，当距离增大一倍时，照射量 可减少至原来的1/4 。因此，在不影响工作 的前提下，应尽可能远离辐射源。在实际 工作中常采用长柄工具，机械手等。
第七章 外照射及其防护
1. 概述
1.1 外照射的概念
外照射——
辐射源在人体外对人体形成的照射
1.2 核电厂外照射的来源
核电厂的反应堆是一个巨大的放射源，在核燃料 裂变时会产生中子和γ辐射，裂变反应产生的裂变
产物和活化反应产生的活化产物衰变时也会产生、
和γ辐射。一个运行中的1000MW的反应堆含有
想办法减小工作场所剂量率和（或）减少受照时间都能有 效地减小外照射剂量。
根据外照射作用的特点，人们在实践中研究出一套降低外 照射剂量的科学方法 ，防护方法有时间防护法、距离防
护法、屏蔽防护法和源项控制法。
1）时间防护（time protection )
时间防护法——尽量减少辐射源对人体的照射时间，
2. 外照射的监测
外照射的监测主要有两个方面：
一是现场环境剂量率的监测；
二是外照射个人剂量的监测。
2.1 工作现场环境剂量率监测
wenku.baidu.com
在核电站的生产活动中，控制区内的工作人员可 能受到不同程度的辐射照射，工作现场剂量率监 测的目的之一在于查明工作现场的辐射水平，以
便必要时采取适当的防护措施，使工作现场达到
共有裂变产物300多种，这些裂变产物多数都是不稳定的，还
要进行几次衰变才能变成稳定核。在衰变时会放出γ射线。这些 γ射线的的总能量约7MeV，主要是能量为1MeV的γ光子。它们 对正常运行的反应堆屏蔽来说是不重要的。但当燃料元件的包 壳发生破损时，裂变产物就会泄漏到冷却剂或周围空气中，从 而影响设备间的屏蔽防护或运行维修操作。甚至会使周围大气 受到放射性污染。
２）距离防护
对于点源外不同的两点，平方反比规律也可写成：
H 1 ’ / H 2 ’ = R 2 2 / R1 2
或
H1’٠ R12 = H2’ ٠ R22
式中， H1’ 、 H2’分别为点１、点２处的剂量率；
R12 、 R22分别为点１、点２处到源距离的平方。
根据上述公式，已知4个量中的3个量，则可求出另1个
2.1 工作现场环境剂量率监测
图6.1 TOTAL860的外形（正面）
2.1 工作现场环境剂量率监测
TOTAL860是一种操作十分简便的仪表，使用时 要注意下列事项：
a) TOTAL860只有一个按键，按一下就开机，再按一下 就关机。如果忘记关机，开机后5分钟就自动关机。
b) 如工作时仪表电池电压不足时，显示屏上电池符号将
在控制区内是工作状态，初始显示“0.00mSv”。两种状态
的转变和剂量信息的传输都是通过控制区出入口的剂量计 读数器来进行的。 b) DM91设有声光报警信号，当剂量当量每累积1µSv时，则声 光报警一次，因此，根据声光报警的频率可大致估算出工
作现场的环境剂量率。如大约3秒钟声光报警一次，则
2.2 个人外照射剂量的监测
注意：只有堆运行时才会产生活化产物，但无论堆运行 或堆停闭时都有活化产物衰变放出的γ射线。
1.2 核电厂外照射的来源
II. 中子外照射的来源
核燃料U一次裂变大约平均放出2.5个快中子。对于一 个900MW的压水堆，其瞬发裂变中子的强度约为 2.0×1020 中子/ 秒。
裂变中子是核电厂主要的中子来源，它有两个特点：
U在裂变过程中瞬时放出的γ射线，总能量约 为8MeV，除低能γ光子外，主要是能量为2— 3MeV的γ光子，是反应堆屏蔽中需考虑的重要 一次γ源。
注意：只有堆运行时，才有裂变直接产生的γ 射线。
1.2 核电厂外照射的来源
b)
裂变产物衰变放出的γ射线。
每个铀核裂变后分裂成两个碎片，这些碎片实际是中等质量核，
2.2 个人外照射剂量的监测
I.
DM91的功能和使用
DM91是控制区进出监测系统（KZC）的基本 部件，它用于人员进出控制区一次所受γ射 线外照射剂量的测量和记录。
2.2 个人外照射剂量的监测
图6.2 DM91的外形
2.2 个人外照射剂量的监测
使用DM91时,要注意下列事项：
a) DM91有两种状态：在控制区外是备用状态，显示“PAUSE”；
2.2 个人外照射剂量的监测
② TLD亦应佩戴在工作人员的左胸，与DM91同一位置。
TLD有姓名的一面为正面，佩戴时应正面向外。
③ TLD由辐射防护科每月定期测读，测读结果将记入工作 人员的个人剂量档案。
④ 使用TLD的工作人员受照剂量的调查水平为4mSv（一
1）时间防护
③ 加强培训和操练
就工作人员个人而言，应提高技巧，熟练操 作，缩短工作时间。对于难度较大的操作， 应事先组织培训，进行模拟练习，达到熟练 自如的程度。熟能生巧，事半功倍，花费时 间自然就少。
２）距离防护（distance protection )
距离防护法——尽量增加人体与辐射源之间的距离， 以减小人体受照的剂量。
闪烁，此时必须更新电池后才能测出正确的数据。
2.1 工作现场环境剂量率监测
c) 一定要看清楚测量时显示的单位。TOTAL860的测量 范围是1Sv/h~999.9mSv/h。因为TOTAL860表内有
两个计数管，一个量程低，单位为Sv/h；一个量程
高，单位为mSv/h
两个计数管将根据环境辐射水平的大小自动切换。 辐射水平低时，低量程计数管工作，
环境γ剂量率约为：
１Sv/3秒＝1200Sv/小时＝1.2mSv/h
c) DM91应按规定佩戴在连体服左胸的口袋里，卡子钩在带 上，并扣上钮扣，以免滑落。 d) 使用DM91的工作人员受照剂量的调查水平为1mSv（一 天），干预水平为2mSv（一天）。
e)
如果将在电磁干扰较强的场所工作，应主动申明领用加
以减少受照剂量。
在工作场所剂量率不变的条件下，受照剂量与受照
时间成正比，因此想方设法减少工作时间是减少受 照剂量的有效方法。一般说来，可以从下述几个方 面来减少受照时间：
1）时间防护
① 做好准备工作
做好一切可能做到的准备工作，进入工作现场后就能立
即开展工作，顺利地完成任务，避免在放射性控制区内 无谓的等待和滞留。
强型的DM91，以避免电磁波对剂量数据的影响。
2.2 个人外照射剂量的监测
II.
TLD的功能和使用
TLD是给辐射工作人员配备的月度剂量计，它用于 人员在控制区内工作一个月所受的γ射线外照射剂量
的测量和记录。
使用TLD时,要注意下列事项：
① TLD每月更换一次，由辐射防护科剂量计收发室统一保管，
而活化产物会从一回路系统转移到其它的相关系统中去，
它的大部分被化容控制系统（RCV）和废液处理系统 （TEU）去除，其小部分仍将沉积或吸附在一些系统和设 备的内表面，或者排入环境。活化产物对员工的照射剂量 约占年集体剂量的90%左右。
1.3 外照射作用的特点
外照射是指电离辐射源存在于机体之外，由其所发生的射线从 外部对机体产生的照射的一种方式。
显示1~999Sv/h；辐射水平高时，高量程计数管
工作，显示1.0~999.9mSv/h。测量单位看错将造成
1000倍的误差。
2.1 工作现场环境剂量率监测
② 中子剂量率的监测
除大量的γ剂量率仪TOTAL860供工作人员借 用外，辐射防护现场值班室还配备有两台中 子剂量率监测仪，供辐射防护工作人员在带
２）距离防护
例题2：Ａ点距γ点源1.5米，剂量率为200Sv/h，如Ｂ点
处剂量率为50Sv/h，问Ｂ点距该点源多远？
解：按公式 HA’ ٠ RA2 = HB’ ٠ RB2 200×1.5
a) 受照射累积剂量与放射源的活度和照射时间成正比，外照射剂
量的大小与工作环境剂量率和受照时间成正比，即： 剂量 = 剂量率 时间 b) 与照射距离平方成反比，当接近放射源时就会受到照射，离开 放射源时就不受照射或减少照射，
c)
用屏蔽物阻挡能避免或减少照射。
d) 外照射的防护 主要是防止穿透能力大的 、、 射线及中子等
量。
２）距离防护
例题１：距离一个γ点源3米处的剂量率为100Sv/h， 问距源１米处的剂量率有多大？
解：按公式 H1’ ٠ R12 = H2’ ٠ R22
因为 100×3 2 = H2’×12
所以 H2’ = 100×3 2 = 900(Sv/h) 答：距源１米处的剂量率为900Sv/h。
月），干预水平为7mSv（一月）。 ⑤ 如果是在有中子照射的场所（如带功率时的反应堆厂房） 工作，工作人员应佩戴特种TLD剂量计，这种剂量计既 可测量γ外照射剂量又可测量中子外照射剂量。
３外照射防护
外照射的防护就是采用一定的方法减小人员可能受到的外
照射剂量。根据公式： 剂量 ＝ 剂量率 × 时间
并维持辐射安全的工作条件。
2.1 工作现场环境剂量率监测
① γ剂量率的监测
在大亚湾核电站有多种测量γ剂量率的仪表，最 常用的测量γ剂量率的仪表是TOTAL860，本课 程要求进入控制区的工作人员都会使用 TOTAL860。根据工作需要，工作人员可以从辐 射防护现场值班室（L215）借用这种仪表。
准备主要应包括工作文件（规程、图纸、工作票等）的 准备，工具、器材的准备和防护用品的准备。另外，还 应安排专人进行工作现场的准备，保证现场照明、通风 和隔离等满足安全的要求。
1）时间防护
② 剂量分担
必要时，可采用“剂量分担”的方式。“剂 量分担”就是对于某些集体受照剂量可能较 高的操作（如蒸发器检修等）可以采用多人 （组）轮换操作的方式，这样每人（组）工 作的时间就少一些，相应受照剂量就少一些。
1.2 核电厂外照射的来源
表 6.1 核电厂外照射来源小结 反应堆状态 堆 运 行 裂变中子 辐 射 源 裂变 裂变产物衰变 活化产物衰变 裂变产物衰变 活化产物衰变 堆 停 闭
1.2 核电厂外照射的来源
从根本上讲，核电站的放射性来源于裂变和活化。裂变产 物虽然是最大的来源，但它被包容在第一道屏障内，对工 作人员的照射是有限的，仅占员工年集体剂量的10%左右。
一是裂变中子只产生于堆运行时； 二是裂变中子的产生只限于反应堆堆芯内。
从堆芯泄漏出来的裂变中子，通过生物屏蔽层已受到不同程 度的减速，所以反应堆厂房内各种能量的中子都会有。
1.2 核电厂外照射的来源
核电厂外照射来源小结：
在堆运行时外照射来源主要是裂变中子、裂变 射线、裂变产物衰变产生的射线和活化产物衰 变产生的射线。而堆停运时，裂变中子和裂变 射线就不再产生了，只有裂变产物衰变产生的 射线和活化产物衰变产生的射线。
功率条件下进入反应堆厂房时，进行现场中
子剂量率的监测。
2.2 个人外照射剂量的监测
大亚湾核电站对个人外照射剂量的监测主要
使用两种个人剂量计，一是直读式电子个人 剂量计DM91；另一是热释光个人剂量计TLD。 个人剂量计由辐射防护科剂量计收发室（位 于控制区出入口）统一保管，工作人员进入 控制区时领用，离开控制区时交还。
约2×108TBq（～5000MCi）的放射性物质。
1.2 核电厂外照射的来源
I.
γ外照射的来源
γ外照射是核电厂主要的辐射照射方式。由
于核电站反应堆堆芯内进行的裂变反应和活
化反应使得核岛厂房的某些系统、设备和废 物带有放射性，成为γ外照射的辐射源。
1.2 核电厂外照射的来源
a) U裂变时产生的γ射线。
注意：只有堆运行时才会产生裂变产物，但无论堆运行或堆停闭
时都有裂变产物衰变放出的γ射线。
1.2 核电厂外照射的来源
c) 活化产物衰变时会放出的γ射线
反应堆在运行期间，堆内的结构材料、冷却剂本身以及
冷却剂中携带的杂质和腐蚀产物由于受中子辐照，某些 稳定核素的原子会变成放射性核素的原子，这些放射性 核素通常被称为活化产物。活化产物主要包括冷却剂活 化产物和活化腐蚀产物。
２）距离防护
I.
点状源的辐射场 研究一个点状源，它向各个方向均匀地发出辐射。 对于点源来说，某点的剂量率与该点到源的距离 的平方成反比。平方反比规律可以写成：
H ’ ∝ 1 / R2
式中，Ｈ’为点源外某点的剂量率；Ｒ为该点到 源的距离。
２）距离防护
点状源在周围空间所产生的剂量率与距离 平方成反比，当距离增大一倍时，照射量 可减少至原来的1/4 。因此，在不影响工作 的前提下，应尽可能远离辐射源。在实际 工作中常采用长柄工具，机械手等。
第七章 外照射及其防护
1. 概述
1.1 外照射的概念
外照射——
辐射源在人体外对人体形成的照射
1.2 核电厂外照射的来源
核电厂的反应堆是一个巨大的放射源，在核燃料 裂变时会产生中子和γ辐射，裂变反应产生的裂变
产物和活化反应产生的活化产物衰变时也会产生、
和γ辐射。一个运行中的1000MW的反应堆含有
想办法减小工作场所剂量率和（或）减少受照时间都能有 效地减小外照射剂量。
根据外照射作用的特点，人们在实践中研究出一套降低外 照射剂量的科学方法 ，防护方法有时间防护法、距离防
护法、屏蔽防护法和源项控制法。
1）时间防护（time protection )
时间防护法——尽量减少辐射源对人体的照射时间，
2. 外照射的监测
外照射的监测主要有两个方面：
一是现场环境剂量率的监测；
二是外照射个人剂量的监测。
2.1 工作现场环境剂量率监测
wenku.baidu.com
在核电站的生产活动中，控制区内的工作人员可 能受到不同程度的辐射照射，工作现场剂量率监 测的目的之一在于查明工作现场的辐射水平，以
便必要时采取适当的防护措施，使工作现场达到
共有裂变产物300多种，这些裂变产物多数都是不稳定的，还
要进行几次衰变才能变成稳定核。在衰变时会放出γ射线。这些 γ射线的的总能量约7MeV，主要是能量为1MeV的γ光子。它们 对正常运行的反应堆屏蔽来说是不重要的。但当燃料元件的包 壳发生破损时，裂变产物就会泄漏到冷却剂或周围空气中，从 而影响设备间的屏蔽防护或运行维修操作。甚至会使周围大气 受到放射性污染。
２）距离防护
对于点源外不同的两点，平方反比规律也可写成：
H 1 ’ / H 2 ’ = R 2 2 / R1 2
或
H1’٠ R12 = H2’ ٠ R22
式中， H1’ 、 H2’分别为点１、点２处的剂量率；
R12 、 R22分别为点１、点２处到源距离的平方。
根据上述公式，已知4个量中的3个量，则可求出另1个
2.1 工作现场环境剂量率监测
图6.1 TOTAL860的外形（正面）
2.1 工作现场环境剂量率监测
TOTAL860是一种操作十分简便的仪表，使用时 要注意下列事项：
a) TOTAL860只有一个按键，按一下就开机，再按一下 就关机。如果忘记关机，开机后5分钟就自动关机。
b) 如工作时仪表电池电压不足时，显示屏上电池符号将
在控制区内是工作状态，初始显示“0.00mSv”。两种状态
的转变和剂量信息的传输都是通过控制区出入口的剂量计 读数器来进行的。 b) DM91设有声光报警信号，当剂量当量每累积1µSv时，则声 光报警一次，因此，根据声光报警的频率可大致估算出工
作现场的环境剂量率。如大约3秒钟声光报警一次，则
2.2 个人外照射剂量的监测
注意：只有堆运行时才会产生活化产物，但无论堆运行 或堆停闭时都有活化产物衰变放出的γ射线。
1.2 核电厂外照射的来源
II. 中子外照射的来源
核燃料U一次裂变大约平均放出2.5个快中子。对于一 个900MW的压水堆，其瞬发裂变中子的强度约为 2.0×1020 中子/ 秒。
裂变中子是核电厂主要的中子来源，它有两个特点：
U在裂变过程中瞬时放出的γ射线，总能量约 为8MeV，除低能γ光子外，主要是能量为2— 3MeV的γ光子，是反应堆屏蔽中需考虑的重要 一次γ源。
注意：只有堆运行时，才有裂变直接产生的γ 射线。
1.2 核电厂外照射的来源
b)
裂变产物衰变放出的γ射线。
每个铀核裂变后分裂成两个碎片，这些碎片实际是中等质量核，
2.2 个人外照射剂量的监测
I.
DM91的功能和使用
DM91是控制区进出监测系统（KZC）的基本 部件，它用于人员进出控制区一次所受γ射 线外照射剂量的测量和记录。
2.2 个人外照射剂量的监测
图6.2 DM91的外形
2.2 个人外照射剂量的监测
使用DM91时,要注意下列事项：
a) DM91有两种状态：在控制区外是备用状态，显示“PAUSE”；