核电站控制辐射的技术方法

距离防护
H ’ ∝ 1 / R2
措施：远距离操作
任何源不能直接用手操作； 注意β射线防护
例题１：距离一个ｒ点源3米处的剂量率为100Sv/h，问 距源１ 解：按公式 因为 所以 H1’ ٠ R12 = H2’ ٠ R22 100×3 2 = H2’×12 H2’ = 100×3 2 = 900（Sv/h）
尽量选用表面光洁，易于去污的材料。
对于需要重复使用的个人防护用品，也应选用洗涤去
污效率高的材质制做。
b)
①
防止设备、器具污染
—对于检修可能泄漏放射性物质造成表面污染的设备（如阀门 、管道、泵等）应事先在地面、相邻的设备表面铺设塑料布。
4.2.3.1
a) b) c) d)
选用易于去污的材料 防止设备、器具污染 建立污染控制区
防止表面污染
a) 选用易于去污的材料
对于进行放射性操作可能造成表面污染的设备间、阀
门间和实验室等地方，或者可能发生放射性物质泄漏 的地方，其地面、墙面应尽量平整、光滑，并刷涂易 于去污的油漆等涂料。
对于在控制区内使用的设备、器材和工具等物品也应
人与辐射源之间的距离；或操作时应选择合
适的工作位置，尽量远离“热点”等，以减 小工作处的剂量率，从而减少受照剂量。
图
应用距离防护的一个例子
2.3 屏蔽防护
2.3.1
射线类型 α β
屏蔽材料的选择
作用形式 电离、激发 电离、激发、轫致 辐射 光电、康普顿、电 子对 弹性、非弹性、吸 收 材料选择原则 一般低Z材料 低Z材料+高Z材料 铝、有机玻璃、 混凝土、铅 铅、铁、钨 混凝土、砖 水、石蜡、含硼聚乙 烯 常用屏蔽材料
（7）其它系统和设备 ——反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）： PTR泵接触剂量率约为0.4mSv/h； PTR水池边沿剂量率约10Sv/h。 ——核取样系统（REN）： 手套箱内取样管嘴处剂量率约0.51mSv/h。 ——核岛排气和疏水系统（RPE）： 反应堆厂房管系及地坑剂量率约1.2mSv/h； 废水排水箱房间环境剂量率约0.8mSv/h。 ——硼回收系统（TEP）： 浓缩液排液管线上过滤器接触剂量率约5mSv/h。 ——废液处理系统（TEU）： 前置槽外部剂量率约0.21mSv/h； 蒸发器外部剂量率约0.2mSv/h。 ——固体废物处理系统（TES）： 废树脂槽房间门口剂量率约20mSv/h； 蒸残液槽外部剂量率约2mSv/h。
答：需39ｍｍ厚的铅层，可将该点的剂量率从800Sv/h 降至100Sv/h。
时间、距离、屏蔽等防护是外照射防护最基本的方法
，三种方法可单独使用，也可两个、三个综合使用。
三种方法主要与人在操作时的行为有关，把它们叫做
与人相关的防护方法。
在某些特殊的工作条件下，还可使用源项控制法。
2.4
在表面污染严重的设备或系统上作业，先进行去污可明
显地降低环境剂量率。
工作应尽可能地避开系统、管道、容器或其他设备的排
空时段。即便系统的水是沾污的，也可以吸收和降低辐
射。管道、阀门或泵表面的剂量率，在充水时几乎总是 比排空时低得多。一般来说，若有可能，就应尽量保持 系统在充水状态，并将工作安 排在系统充水阶段实施。
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
核电站停堆检修期间辐射水平
（大亚湾核电站核岛厂房 某次检修停堆一周后主要设备辐射水平）
（1）一回路管道 ——充满水时：外表面接触剂量率约0.25mSv/h；距50cm处约 0.15mSv/h。 ——空管时：较充水时相同位置增高约15%。 (2) 稳压器 ——稳压器人孔（盖板未打开时）处剂量率约0.9mSv/h。 ——安全阀管线处剂量率约0.6mSv/h。 (3) 蒸汽发生器（一次侧） ——热侧水室内：环境剂量率约为30mSv/h；管板接触剂量率约为 50mSv/h。 ——冷侧水室内：环境剂量率约为50 mSv/h；管板接触剂量率约为 70mSv/h。 ——人孔处（中心轴线上）： A点（与内壁齐平处）约为20mSv/h； B点（与外壁齐平处）约为10mSv/h； C点（距外壁50cm处）约为4mSv/h； D点（距外壁100cm处）约为2mSv/h。
另外，为了防止某些放射性核素从完好的皮肤渗透入人体内，
除穿戴必要的防护用品外，不要用有机溶剂（如香蕉水、丙酮 、汽油等）清洗手和皮肤。
4.1.3 防止放射性物质从呼吸道进入人体内
防止吸入放射性物质的方法，对辐射工作人员个人而言，就是在有空
气污染的工作条件下，穿戴个人呼吸保护器。
4.2 表面污染及其防护
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5-10%左右。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
答：距源１米处的剂量率为900Sv/h。
非点状源的辐射场
平方反比规律仅仅适用于点状源 对于非点状源，当离源的距离为源的线度10倍以 上时，可以将这辐射源近似地当成点源来对待。
总之，从距离防护的观点出发，无论什么形状的
辐射源，通常离源远一点，剂量率就会小一些。
距离防护的应用
在实际的生产活动中，可以利用长柄工 具、机械手或远距离控制装置等以尽量增加
3）α粒子和低能的β粒子在体外无法构成对人体组织 和器官的外照射，但是一旦进入人体后，就可将
4）许多放射性同位素，如磷、砷和重金属铅、汞等等
，除有放射性危害外，还有化学毒害。
3 内照射损伤救治

内照射损伤的救治，主要采取综合措施，以防止 或减少放射性核素在体内的沉积、减轻或防止内 照射损伤
1）消除体表沾染 2）减少吸收
充水、屏蔽热点、控制时间、 增加距离、穿铅 衣等。
外照射防护的方法
时间防护 距离防护 屏蔽防护
2.1 时间防护
时间防护—— 累积剂量与受照时间成正比 措施：充分准备，减少受照时间 ① 做好准备工作（工作文件、工具、器材和防护用品）
② 加强培训和操练
③ 剂量分担
2.2
距离防护
剂量率与距离的平方成反比（只适用于Y点状源）
ｎ个半厚度的屏蔽层后，其强度将减弱到原来强度的
1/2 n。
7个HVL将辐射场降到原来的1%；10个HVL将 辐射场降到原来的0.1%
几种屏蔽材料对Co60γ射线的半厚度
材料 铅 铁 混凝土 水
半厚度
13mm
23mm
50mm
200mm
例题１：欲使Co60点源外某点的剂量率由800Sv/h减弱至 100Sv/h，问需多厚的铅屏蔽层（铅对Co60的半 厚度为13mm 解：因为 所以 ｒ射线需减弱 800÷100 ＝ 8 ＝ 2 3（倍） 铅层需３个半厚度，厚度为13×3＝39(ｍｍ）



4.1.2 防止放射性物质从伤口进入人体内
不准带裸露的伤口进入控制区，如确因工作需要，伤口较小，
可用防水的敷料妥善包扎后再工作。如伤口较大，则必须暂时
按规定穿戴好个人防护用品，尽量减少皮肤裸露的面积。 防止皮肤被剌伤、割破。如果皮肤受伤，无论伤口在何处，应
立即停止工作，及时报告主控制室通知职业医疗人员处理。
2）呈选择性照射
A、均匀性分布 某些放射性核素较均匀地分布于全身各组织、器官中， 如14C、24Na、40K、3H等。 B、选择性分布 某些放射性核素选择性地蓄积于某些组织、器官中： 放射性碘大部分蓄积于甲状腺 碱土族元素89Sr、90Sr、45Ca等主要蓄积于骨骼 镧系元素140La、144Ce、147Pm等主要蓄积于肝脏 106Ru、129Te、106Rh等主要蓄积于肾脏中
量最有效最根本的防护方法。这种方法直接与辐射源的大 小有关，因此，把它叫做与源相关的防护方法。
二、 内照射危险的控制
1、 放射性物质进入人体的途径
呼吸
空浮微粒 飲食 溶入飲水
非密封源
辐射源污染体内，辐射由体内射入组织器官
吸入途径
食入途径
伤口途径
2、内照射的危害
1）呈持续性照射 放射性核素一经进入体内，对机体就产生连续性 照射，直至放射性核素完全衰变成稳定性核素或 全部排出体外，对机体的照射才会停止
第二章 控制辐射风险的技术方法
一、外照射危险的控制
1.外照射的概念
1.1 体外照射
a粒子
密 封 源
b粒子 X射线、γ射线
中子
辐射源在人体外面，辐射由体外射入身体。
1.2 核电厂外照射来源小结
反应堆状态 堆 运 行 堆 停 闭
辐 射 源
裂变中子 裂变 裂变产物衰变 裂变产物衰变 活化产物衰变 活化产物衰变
源项控制法
源项控制法——在工作前采取控制辐射源从而减小现场放
射性水平的方法。
工作场所辐射水平或污染程度严重，在工作准备时如条件许可，先
采取放射性自然衰变或去除污染等措施，就相当于减小了工作现场 的辐射源。
对于在具有放射性的系统或设备上的某些工作，如果工作计划不要
求大修一开始就实施，则应把它安排在后期。大修收尾阶段的剂量 率会比大修开始时要低，冷却剂的净化以及放射性的自然衰变均会 使得剂量率下降。
工作区禁止吸烟及饮食 戴防护手套 避免接触污染
4.1 养成良好的工作习惯
防止放射性核素进入人体
4.1.1 防止放射性物质从口腔进入人体内

在控制区内或在放射性操作现场（如放射性废物运输途中）严格 禁止进食、喝水和吸烟。 在控制区工作时不用手触摸面部，特别不要触摸口、鼻和眼睛。 平时养成良好的个人习惯，不吮指头，不咬笔头，出控制区后及 时洗手。 为保持食堂和宿舍卫生，不许穿着放射性工作场所的工作服进入 食堂和宿舍。 警惕食用水源的污染。
在核电机组大修之初，对一回路系统采取氧化、净化等
措施，其目的在于降低一回路的放射性水平，从而降低 反应堆厂房的辐射水平。
严格控制一回路水的化学成份，从而减少活化产物的生成
量和活化过滤器，尽可能多地去掉放射性物质。
在可能的情况下采取控制辐射源的方法无疑是降低集体剂
1.4 影响核电站辐射水平的因素





反应堆功率水平 反应堆功率急骤变化的次数和幅度 一回路的化学控制状况 核电站运行周期 燃料包壳的完整性 厂房核清洁水平及去污效果
2
外照射防护
外照射防护
根据外照射作用的特点，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。
现场防护手段：系统冲洗、 自然衰变、 设备
γ、χ
中子
高Z材料、
含H低Z材料、 含硼材料
2.3.2

屏蔽物的形式
固定式屏蔽物：墙壁、楼板、防护门、迷宫、充水的容器（管道、
水箱等）和铅玻璃观察窗
移动式屏蔽物：各种包装容器（铅罐、水泥桶等）、防护屏、铅砖
、铅背心、铅围裙和铅玻璃防护眼镜
屏蔽防护
2.3.3
屏蔽物的半厚度
半厚度亦被称为半减弱层。简言之，ｒ射线经过
4.2.1
表面污染的概念
所谓表面污染是指物体或人体表面沾有放射
性微尘、粉尘或放射性液体。
4.2.2
1
表面污染的来源
2）放射性物质包容系统的破坏。
因生产的需要人为打开带有放射性的系统或设备，也包括设备故
3） 对放射性物品进行机加工（如车、钳、磨、焊等
工序），可能造成放射性污染。
4.2.3
表面污染的防护
（4）蒸汽发生器（二次侧） ——人孔：与外壳齐平处约5Sv/h；进入人孔2.5m处约 40Sv/h。 ——手孔处（与外壁齐平）约2.5Sv/h。 ——眼孔处（与外壁齐平）约2mSv/h。 （5）化学和容积控制系统（RCV）： RCV热交换器接触剂量率约为6mSv/h； RCV水箱房间环境剂量率约为0.7mSv/h； RCV一回路水过量下泄管线剂量率约为0.8mSv/h。 （6）余热排出系统（RRA）： RRA管道剂量率约为0.5mSv/h； RRA泵接触剂量率约为0.8mSv/h； RRA热交换器接触剂量率约为0.3mSv/h。
3）加速排出
4）综合对症治疗
4 内照射防护的一般措施
• 养成良好的工作习惯——防止放射性核素进入人体 • 对污染的防护——降低表面放射性污染水平以及空气中放 射性核素的浓度 • 加速体内放射性核素的排出——误入体内需速排出
内防护
设法阻止放射性物质进入人体
戴呼吸防护面具
穿着防护衣， 避免接触污染 工作后，吃东西 要洗手