辐射屏蔽设计

硼 热中子吸收截面大，产生次级γ射线，很好 的中子慢化和吸收材料；常将硼加到石墨 及聚乙烯中使用。 聚乙烯 含氢丰富，是较好的中子防护材料；易于 加工，不会被活化；容易软化，易燃。
石墨 很好的中子慢化和反射材料， γ射线减弱 性能不好，可以作热屏。 钨合金 γ射线减弱能力强，中子减弱能力差，易产 生次级γ射线；强度很高，常和黏合金属镍、 铜和铁混合在一起。
生物屏蔽
一次屏蔽组成：围板、反射层、吊篮、热 屏蔽、压力容器及混凝土等生物屏蔽层 作用：减弱来自反应堆的核辐射，使一次 屏蔽的外表面剂量水平达到规定的允许标 准； 限制中子对一回路主设备的活化； 降低堆芯中裂变产物的衰变γ辐射强度，便 于停堆后维修。
生物屏蔽
二次屏蔽组成：蒸汽发生器、主泵、稳压器等 主冷却剂辐射源：活化产物、裂变产物、腐蚀 产物 作用：防护来自住冷却剂的辐射，在操纵设备 的地方使辐射减弱到允许水平以下。 辅助系统屏蔽:三废处理等辅助系统设备间所 设置的屏蔽 工艺运输屏蔽：核燃料元件装卸、运输、储存 所设置的屏蔽
核电厂屏蔽
热屏蔽 防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来 自活性区的快中子和γ辐射的能量而出现 过高的温升，以致损坏。 生物屏蔽 防护工作人员免受过量的辐照，保护有 关设备和仪表安全可靠地运行。
热屏蔽层作用
热屏蔽组件是具有一定厚度的不锈钢圆筒，吊挂 在压力容器内吊篮筒体的外壁上；为了减少热应 力常将热屏蔽分成几层，其间加以冷却。 作用： I. 减弱γ射线，降低反应堆压力壳的热负荷； γ II.通过非弹性散射降低中子能量，从而防止反 应堆压力壳受到辐照损伤； III.作为反射层，减少堆芯中子的泄露； IV.保护反应堆压力壳不受冷却剂温度变化造成 的热冲击。
屏蔽材料特性
密度尽可能大 材料中应具有一定的含氢量，且含氢量应不随 温度变化 活化放射性应尽可能小 具有良好的抗辐照性能 具有一定的机械强度 尽可能大的导热系数 耐熔性和热稳定性好 价格低廉，易于制造和维修
中子及γ射线屏蔽材料选择原则
射线类型 作用的主要 形式 材料的选择 原则 常用的屏蔽 材料
2 2
φ
i −1
D
i
D
=0
i
费米年龄: K i2
1
=
dE E i −1 ∫E i 3ξ (E ) ∑ (E ) ∑ (E )E s tr
屏蔽最优化
在给定反应堆功率和总剂量的条件下， 参照机械设计及结构排列，选择各种不同 材料和排列次序，并综合屏蔽材料的重量、 尺寸、造价或某些核性能等参数，求得最 佳屏蔽。
安全壳内 辐射源
堆芯、堆内构 件和堆容器 反应堆冷却剂 辅助系统设备中 的放射性料液 从堆内卸出的 乏燃料元件
辐射源
安全壳外 辐射源
γ射线源
裂变γ射线 裂变产物衰变γ射线 俘获γ射线 中子非弹性散射γ射线 核反应产物γ射线 活化产物γ射线 湮没辐射 韧致辐射
中子源
裂变中子 活化中子 光中子 粒子反应生成的中子
屏蔽设计
目的：防止由堆芯和结构材料产生的放射性对工 作人员造成辐射伤害；确保压力容器及堆内构件 在整个反应堆寿期内的安全性；防止核发热造成 生物屏蔽(混凝土)产生裂隙和丧失结晶水，确保 屏蔽体性能的稳定性和完整性；防止堆外设备严 重活化。 内容：确定反应堆屏蔽要求、选取屏蔽材料和布 置方案、进行屏蔽计算以确定屏蔽厚度、分析屏 蔽层内热源和温度分布。
γ
电子对效应 高Z材料 铅，铁，钨、铀； 康普顿效应 通用建筑材料 混凝土，砖，去 光电效应 离子水等 非弹性散射 含氢低Z材料 弹性散射 俘获吸收 含硼材料 水，石蜡，混凝 土，聚乙烯； 碳化硼铝，含硼 聚乙烯等
n
反应堆屏蔽材料
固定式反应堆屏蔽材料： 水、铅、石墨、铁、硼、混凝土等 移动式反应堆屏蔽材料： 聚乙烯、钨合金、贫化铀、氢化锂、铁、 铅等
I = I 0 Be
−ut
积累因子
实际测得的辐射量 积累因子：B = 由窄束指数衰减规律计算得到的辐射量
积累因子值的大小与源的形状、光子能量、 屏蔽介质的原子序数及其厚度等因素有关。 入射光子能量越低，介质厚度越大，积累因 子越大；介质的原子序数越大，积累因子越 小。
积累因子估算方法
线性式: B(E, ut) = 1+ A1 (E)t 二次式：B(E , ut ) = 1 +
材料性能
水 氢原子密度大，很好的中子屏蔽材料； 密度低，对γ射线的减弱性能差； 铅 密度大，对低能和高能γ射线有很强的减弱 能力；中子减弱性能差，俘获中子后产生次 级γ射线；抗腐蚀性能好，辐照条件下不易 损坏；结构强度差，不耐高温，成本高。
铁 中子和γ射线减弱能力处于中等水平，容易活化， 产生大量的γ射线，机械强度高，易加工，辐照 条件下易脆化，常用作热屏和压力容器。 混凝土 最常用的屏蔽材料，对中子和光子都具有较好的 屏蔽作用，便宜、可靠、结构方便；包括普通混 凝土和重金属混凝土。
2 L B i =1 i 1 1 2 i
其中式中 B = A1 e
−
a1µt +
0
Ae
2
−
a2 µt
F (θ , b ) =
n−1 ∞
∫ e
−t
θ
− b sec θ
dθ
(b) = b ∫b en dt En
t
n=0,1,2…
中子屏蔽计算
分出扩散法：利用中子扩散和慢化的基本 理论来计算慢化中子在屏蔽层中的分布。 点核减弱方程：
辐射分区的剂量当量率限值
区域名称 非限制区 监督区 剂量当量率 （mSv/h） . H ≤0.001
. .
居留特性 无限制
0.001＜ H ≤0.0025 每季工作少于500h 每周工作少于40h 每周工作少于4h 工作时间由辐射防护 工作人员决定 临时特许
常规工作区 0.0025＜ H≤0.025 . 间断工作区 0.025＜ H ≤0.1 . 控 限定工作区 0.1＜ H≤10 制 . 区 特许工作区 H ＞10
3 n =0
A (E )ut + b(E )(ut )
2
−
2
多项式：B(E , ut ) = ∑ β (E ) n 泰勒公式： (E , ut ) = B
1
Ae A )e D ( E )ut Berger公式：B (E , ut ) = 1 + C (E )ut e
1
a1( E )µt + (1 −
(ut )
n
−
a2( E )µt
非点源屏蔽计算
点核积分法：就是通过积分点核减弱函数来得到各 种几何形状的γ源在空间某一点的通量密度方法。
= S ∑ A {E [(1 + α )b]− E [(1 + α )b sec θ ]} 盘状源：φ 2
2 A B i =1 i 1 i 1 i
S φ = 4πa ∑ A {F [θ , (1 + α )b]+ F [θ , (1 + α )b]} 线状源：
2
φ φ (r ) − K 2 φ 2 − ∑ a 2 2 + ∑ r 1 = 0 扩散方程： φ 2 ∇ 2
D
2
[− r − ] S (r 0 )e Σr r 0 dV (r 0 ) φ 1 (r ) = ∫v 2 4π r − r 0
D
2
(r ) − K i2φ 2 − ∑ai φ i + Di −1 K i −1 ∇ φi
贫化铀 最好的γ射线屏蔽材料，但中子减弱性能差； 密度高，机械强度好；含有残留的235U，本 身放射性。 氢化锂 最好的中子屏蔽体，难以加工，与水发生单能γ射线， 沿水平方向垂直通过 一屏蔽材料。 屏蔽材 料单位体积中的原子 数为N，质量数为A， 密度为ρ，在t=0处，γ 射线强度为I0。在物质 中t处的γ射线强度为 I ， 通 过 dt 薄 层 后 ， 其 强 度变化为dI 。
核电厂分区
目的：为厂房内的总体布置、通风系统设 计和屏蔽设计提供依据，防止放射性污染 扩散，以便于辐射防护管理和职业照射控 制，使工作人员的受照射量在运行状态下 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。 分区依据：辐射水平，表面污染，气载污 染
表面污染：指以不可控制的方式沉积在生物体或 非生物体上面的不希望有的放射性物质 核电厂内表面污染主要是工作台面、地板、墙壁、 手、衣服、鞋等表面的放射性污染 气载物有气体和气溶胶两种形态 气体：放射性物质蒸发、升华形成的单分子态 气溶胶：固态或液态多分子凝聚物颗粒的气体中 的弥散系
屏蔽设计的原则
反应堆-屏蔽体的整体性 屏蔽性能的一致性 屏蔽的安全性 屏蔽设计的灵活性 屏蔽的经济性 屏蔽的简易性
屏蔽设计的过程
一
• 确定屏蔽总体要求和辐射类型 • 屏蔽材料的选择 • 屏蔽计算
二
三
屏蔽设计限值
生物剂量的当量限值 材料的辐照损伤 辐射发热限制 远距离维修考虑 安全设计标准
反应堆辐射源位置
窄束辐射衰减
− dI = I σ γ Ndt = I σ γ
引入衰减系数： ：
ρ
N A
A
A
dt
µ =ρ
− ρt
N σγ
A
I = I 0e
N 0σ γ
A
= I 0e
− ut
宽束辐射的衰减
宽束：是指入射到吸收体中的γ射线束包括 直接从放射源发射的γ射线和由吸收体之外 其他物体康普顿散射的γ射线。 单向宽束γ射线在物质中衰减公式为：