核电厂辐射防护PPT课件

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）
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)
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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
10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
≤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
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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)
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
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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）；
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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
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3.核电厂辐射危害
1）工作人员的职业照射
燃料形态
UO2 UO2 UO2
燃料富集度
3%左右 3%左右 天然铀或稍加浓
氦气 （Th,U）O2 7~20%或90%
液态钠 （U,Pu）O2
15~20%
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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
绿区
7.5µSv/h≤D＜25µSv/h 2000h＜t≤6667h
25µSv/h≤D＜2mSv/h
黄区
黄1
25h＜t≤2000h
橙区 红区
黄2
2mSv/h≤D＜100mSv/h 5h＜t＜25h
D≥100mSv/h t＜ 5h
EJ/T3162001(20mSv) 有效剂量率
(mSv/h) D≤0.001 D≤0.0025 D≤0.01
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）。
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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）
D（剂量当量率）
非限制 区
D＜7.5µSv/h t＞ 6667h
监督区 (白)
流
出
沉降
物
空气污染 土壤 植物 动物
吸入照射
外照射
人 的
剂
量
食入内照射
水体
.
公众成员受到液态流出物照射的途径
弥散
水
内照射
液 态
水生生物 灌溉
流
出
物
食物
人 的 剂 量
沉积
外照射
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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。
D≤0.1 D≤1 D≤10
D>10
空气污染 浓度 (DAC)
居留特征
GB18871-2002(20mSv) 剂量当量率（外照射＋内照射）
不受污染 可忽略 ≤0.1
无限制
每季工作少于 500h
每周工作少于 40h
≤1
每周工作少于4h
2.5µSv/h(0.25mrem/h)＜dose＜ 10µSv/h(1.0mrem/h)
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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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、
核电厂辐射防护
清华大学核研院 方 栋 2010年1月
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1.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
中子谱 慢化剂
压ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ堆 沸水堆 重水堆
铀
热中子 热中子 热中子
H2O H2O D2O
高温气冷堆 热中子 石墨
钠冷快堆 快中子 无
冷却剂
H2O H2O D2O
废水
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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。
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公众成员受到气载流出物照射的途径
气
弥散
载
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）
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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