核电厂的辐射防护刘原中.ppt

刘原中 清华大学核研院 2012.11,核电厂的辐射防护,1,概述,核电厂辐射防护设计的目的是建立和保持对核电厂带来的电离辐射危害的有效防御措施，采取多种防护手段，降低核辐射对工作人员、公众的危害，防止确定性效应的发生，并将随机性效应的发生率降低到可接受的水平，保护工作人员、公众和环境的安全。此外，本课程也为实现辐射防护目标提供一些指导。,1.1,目的,1.2,范围,核电厂的辐射防护涉及的方面有：（1）核电厂运行期间对工作人员的辐射防护；（2）核电厂运行期间对公众的辐射防护；（3）核电厂事故工况（包括严重事故）下对工作人员的辐射防护；（4）核电厂事故工况（包括严重事故）下对公众的辐射防护；（5）核电厂退役对工作人员的辐射防护；（6）核电厂退役对公众的辐射防护；（7）放射性废物的操作、处理和贮存的辐射防护。 鉴于课时有限，本课程只介绍核电厂运行期间对工作人员的辐射防护。,1.3,剂量限值和剂量约束,剂量限值是辐射防护三原则之一，对于核电厂的设计来说，应当使运行期间产生的辐射照射不超过为工作人员所规定的剂量限值和剂量约束。剂量限值和剂量约束应符合国标GB18871-2002电离辐射防护和辐射源安全基本标准的规定。 （1）职业照射工作人员的年个人剂量限值为20毫希沃特（mSv）（5年平均值），任何单一年份不应超过50毫希沃特（mSv）。 （2）核安全导则HAD102/122011核动力厂辐射防护设计（报批稿）中，提出了职业照射工作人员的个人剂量约束应不超过15毫希沃特/年（mSv/a）。,1.4,最优化原则的应用,辐射防护最优化是辐射防护体系中的重要基本原则，对于核电厂来说，应做到： （1）在考虑了下列经济和社会因素之后，所有的照射都应当保持在规定限值以内，并处于可合理达到的尽量低的水平（即ALARA原则）： 1）应当通过辐射防护措施，把核电厂运行状态引起的辐射照射降低到这样的数值，使得进一步增加设计、建造和运行费用与所获得的辐射照射的减少相比已不值得（经济因素）。 2）设计中应考虑减小辐射防护控制区中不同类型工作人员所接受到的职业照射剂量的差异，避免放射性工作区的恶劣工作条件（社会因素）。可能受到最大照射的工作人员包括换料、维修、检查和辐射防护人员等。,（2）辐射防护最优化应对一系列的防护措施进行选择，例如，屏蔽、通风、控制距离和把辐射照射时间减至最短的手段等。为此，应确定可行的待选方案和比较准则及数值。最后，对这些方案进行评估和比较。 （3）最优化的概念还应当用于避免或者减轻导致工作人员或者公众照射的核电厂事故后果的设计特征中。,1.5,设计目标,对于核电厂运行期间的设计目标主要是： （1）为了保证设计将人员受照剂量降低到可合理达到的尽量低的水平，同时体现最佳实践，应当对职业照射设定个人剂量和集体剂量设计目标。设计目标应体现剂量约束的概念，为剂量限值的一个适当的份额。 （2）为了将设计的重点放在对工作人员的个人剂量和集体剂量贡献最大的有关方面，需要对可能受到最大剂量的工作人员组设定集体剂量设计目标，例如维修人员和保健物理人员等。同样，需要对每个工种的集体剂量设定设计目标，例如主要部件的维修、在役检查、换料和废物管理等。与设计关键阶段的剂量评价相结合，上述设计目标可作为剂量监测和运行中剂量管理的依据。 （3）集体剂量的设计目标可用人希沃特/吉瓦年（manSv/GWea）的形式来表示。一般而言，集体剂量设计目标应不超过1 manSv/GWea（单一年份的上限值）。,2,压水堆(PWR)核电厂简介,核电用的核反应堆的堆型有10多种，其中较为成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆（CO2或氦气冷却）、石墨水堆和重水堆。 我国目前已建和拟建的堆型有：压水堆（PWR)和重水堆(HWR)、高温气冷堆(HTR)。 不同堆型核电厂的堆芯结构、冷却剂、慢化剂、辅助系统等不同，使得为辐射防护设计的基础“辐射源项”（核素种类、活度大小、和分布等）各有不同，使得辐射防护设计上也约有不同，但辐射防护的设计原则都一样。因而以压水堆型核电厂（PWR)为基础介绍的内容，其它堆型核电厂也可参考。对于高温气冷堆HTR和重水堆HWR的“辐射源项”，有特殊的地方也作一些简单介绍。,2.1,核电厂的反应堆堆型,压水堆(PWR)示意图,图2.1给出了压水堆核电厂的主要系统示意图，由该图可知，压水堆核电厂主要系统有： 堆本体、 一次冷却系统； 化容控制系统； 堆安全系统； 燃料操作系统； 三废处理系统； 二回路透平发电系统。,2.2,压水堆核电厂的主要系统,堆本体及一次冷却剂系统布置在安全壳内；化容控制系统及堆安全系统主要设备都布置在辅助厂房内，部分在安全壳内；燃料操作系统主要在燃料厂房内，部分在安全壳内；三废处理系统布置在辅助厂房内；透平发电系统布置在透平厂房内。 堆本体是一个圆柱形压力容器（也称压力壳），内部装有堆芯燃料组件及上、下支撑板、控制棒、堆芯筒体、热屏蔽等。冷却剂水进入反应堆后从堆芯筒体和压力容器壁间向下流到堆底后转弯向上，将铀裂变发出的热量带走，从堆芯上部流出。,一次冷却剂系统主要由蒸汽发生器、循环泵、稳压器和稳压器泄压罐等组成。主要功能是维持压力壳内的压力并把热量从堆芯内带出，在蒸汽发生器产生蒸汽，供给透平发电机发电。 化容控制系统主要由净化设备、容积控制罐、硼酸罐及一些泵和热交换器组成，主要作用是：（1）连续对部分冷却剂进行净化以保持冷却剂的水质和降低冷却剂的放射性水平；（2）向一次冷却剂补充冷却剂并补偿由于温度变化引起的冷却剂体积的变化，保持稳压器的水位；（3）调节冷却剂中硼酸的浓度；（4）提供主循环泵的轴封用水等。,堆安全系统主要是针对失水事故设置的，其中包括：（1）应急堆芯冷却系统，由蓄压水箱注入，高压注入和低压注入等系统组成，向堆芯提供应急冷却；（2）安全壳喷淋系统，用来降低事故时安全壳内的压力、温度及空气中放射性碘和微尘的浓度；（3）余热去除系统，用于去除停堆后的堆芯剩余发热；（4）安全壳内空气循环过滤系统；（5）安全壳隔离系统。 燃料操作系统，主要设备有装卸料机、运输小车、运输通道、运输容器、燃料存放池、存放池水的冷却和净化系统等，作用是进行燃料组件的装卸、存放和发送等工作。 二回路透平发电系统，与火力发电厂基本相同。但蒸汽压力较低，蒸汽量较大。,三废处理系统：（1）废气处理系统，对于放射性微尘（气溶胶）采用高效过滤器进行过滤，对于放射性碘通常采用活性炭吸附，对于惰性气体通常采用压缩贮存或活性炭吸附贮存进行衰变。（2）废液处理系统，采用过滤、离子交换、蒸发浓缩的办法进行净化处理；（3）固体废物，常采用去污、压缩，粉碎、焚烧处理，最后装桶，送往处置库。,2.3,压水堆核电厂的主要参数,表2.1 压水堆核电厂的主要参数,（1）瞬发裂变射线 U-235每次裂变平均发出8.10.3个光子，这些光子带走的总能量为7.250.26MeV，光子的能量在10KeV10MeV之间，平均能量约0.9 MeV。U-235裂变，每瓦的裂变次数为3.11010。 对于秦山二期核电厂1#、2#机组热功率为1930MW的核电厂，因而瞬发裂变的强度：按能量约为1.931093.110107.25=4.341020 MeV/s；按光子数约为4.851020 光子/s。单位功率瞬发裂变强度约为2.251017 MeV/MW.s，和平均约2.511017光子/MW.s。,3,核电站的辐射源,3.1,反应堆堆芯中的辐射源,3.1.1, 射线,（2）裂变产物发出的缓发射线 U-235裂变产生大量的裂变产物，它们的质量数从72到166，共计300多种同位素，加上堆芯内的活化产物和超铀元素，在堆芯内总共约有400种放射性核素。这些裂变产物大多数是不稳定的核，它们在衰变过程中发出射线、射线（有的还发出中子），混合裂变产物射线的能量在10KeV6.7MeV之间。 （3）其它射线 堆芯中发的射线，除上两项之外还有热中子俘获，快中子的非弹性散射、核反应产物、活化产物、湮没辐射和轫致辐射等。这些射线在数量上和所带走的总能量都比前两项小，但俘获和非弹性散射可产生在屏蔽体内，且俘获的能量很高（68MeV），因而在屏蔽计算时必须考虑。,表3.1给出了U-235裂变单位功率下混和裂变产物的放射性总活度与辐照时间（即反应堆的运行时间）和冷却时间的关系。由该表给出的数值可知，长期运行情况下单位功率裂变产物放射性总活度为1.681017Bq/MW。 表3.2给出了单位功率下射线总强度与辐照时间和冷却时间的关系。在长期运行情况下单位功率裂变产物射线总强度约为8.471010 MeV/W.s。 表3.3给出了反应堆满功率运行3年，停堆后不同冷却时间单位功率下U-235裂变的部分裂变产物的活度。由该表给出的数值可知，大部分核素是短寿命核素，停堆1小时后其堆芯内的总活度就衰变掉99以上，停堆1年后就只剩下原来的约0.06%。,必须指出的是，表3.1表3.3给出的数值是U-235裂变产生的裂变产物的数值。而实际上在堆芯内还有其它核素的裂变，例U-238的快中子裂变，U-238吸收中子后转变成Pu-239的裂变，此外，堆芯中还有结构材料在中子作用下产生的放射性活化产物。因而对于一个实际的核电厂，表3.1表3.3给出的数值只能是堆芯辐射源项的近似代表。 表3.4给出了华能山东岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程（代号HTR-PM）堆芯主要核素放射性总量。单位功率裂变产物放射性总活度约为1.591017Bq/MW。,3.1.2 中子,（1）瞬发裂变中子 U-235一次裂变平均放出2.5个中子，携带的能量约为5MeV，中子的能量从ev量级一直到18MeV，平均能量约2 MeV。但超过10MeV的中子携带的能量不到总能量的1%，所以一般认为中子的能量上限为14MeV。 （2）其它中子 在堆芯发出的其它中子有：缓发中子、活化产物中子和光击（光核反应）中子。缓发中子是某些裂变产物(例87Br、88Br、89Br等)衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓变中子为0.0158个，而且能量很低。活化产物中子是堆芯中的某些活化产物衰变时放出的中子。例17O(n,p)17N反应产生的17N，在衰变时放出1个能量为1MeV的中子。光击中子是高能射线引起的(,n)反应产生的中子，但所有这些中子在辐射防护上意义都不大。 瞬发裂变和瞬发裂变中子，只在反应堆运行时才产生。一停堆则消失。而其它和中子辐射在反应堆停堆后仍然存在，也是反应堆停堆后要继续考虑的辐射源。还有、质子等辐射，一般不考虑。,3.2 冷却剂系统中的放射性,（一）PWR 在PWR主冷却剂水中放射性物质的来源为： （1）包壳破损的燃料元件裂变产物的泄漏； （2）燃料元件表面污染的铀，发生裂变产生的裂变产物； （3）冷却剂回路管道内表面、堆内构件和设备表面的腐蚀产物的活化（一种是先被腐蚀下来的物质通过堆芯时被活化，另一种是堆内构件先被活化后再被腐蚀下来进入冷却剂）； （4）冷却剂水本身、原有杂质及化学添加物（例如硼、氢氧化锂、联氨等）的活化。 主冷却剂水的净化、泄漏，核素的衰变和在设备表面上的沉积会使水中放射性浓度降低。,3.2.1 主回路中的放射性活度,表3.6给出了国标GB/T13976-92压水堆核电厂运行工况下的放射性源项中提供的参考压水堆核电厂采用U型管式蒸汽发生器时，主冷却剂水中和二次冷却剂中各核素的浓度值。（参考堆的主要参数见讲义中的表3.5)。由表中的数值可知： 1）主冷却剂水中裂变产物的浓度约为2.56102 MBq/kg，单位功率下的浓度约为；7.53102 Bq/W.kg。 2）腐蚀活化产物（包括水和其中杂质）的浓度约为2.23MBq/kg（除N-16外）。 3）N-16（来自16O(n,p)16N反应）的浓度很高，约为1.48103 MBq/kg，它发出的射线能量很高（6.128MeV和7.115MeV），这对主冷却剂系统在堆芯外的回路屏蔽设计很重要。 4）氚的浓度约为3.70101 MBq/kg，它来自U-235的三裂变及化学添加剂硼和锂的10B(n, 2)3H、6Li(n, )3H等主要反应产生。目前还没有一种代价低廉把它从废物中去除的方法，在气态和液态流出物中以HTO的形式排向环境。,必须指出的是： 1）表3.6给出的数值只是参考堆的典型值，对于一个具体核电厂必须根据它堆芯和主回路的设计进行计算，得出实际的主冷却剂水中的放射性浓度。 2）核电厂工作人员受到的辐射剂量大约70来自于检修，而检修时的剂量又主要来自主回路设备中沉积的腐蚀活化产物量，特别是Co-60。因而设计中设法降低主冷却剂水中的腐蚀活化产物浓度十分重要。选低钴不锈钢，降低水中Co-60的活度。 （二）HTR（高温气冷堆） HTR主回路冷却剂是氦气，活化产物不是来源于水对堆内结构材料（包括元件包壳）腐蚀产物的活化，而是来源于燃料元件包壳石墨和结构材料石墨中吸附的杂质氮、氧等（特别是石墨含有的杂质锂，因6Li(n, )3H反应产生的氚是主冷却剂氦中氚的主要来源）的活化，以及石墨和氦本身的活化，生成的活化产物主要的是C-14、H-3。因而HTR主冷却剂氦中的活化产物很低，这就较大地降低了检修时工作人员可能受到的剂量。 表3.7给出了HTR-PM主冷却剂氦中放射性核素浓度。总活度约为5.961011Bq，浓度约为8.7105Bq/L，单位功率下的裂变产物浓度约为；3.510-3Bq/W.L，大大低于PWR。 HTR采用包覆颗粒燃料，4层包覆层（由内到外分别是疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层、外内致密热解碳层）对裂变产物有很强的阻挡能力。,（三）HWR（重水堆） HWR它的主回路系统包括热传输系统和慢化剂系统。热传输系统是加压重水作为冷却剂，与燃料元件直接接触，因而冷却剂重水中的辐射源类似于PWR，有裂变产物和腐蚀活化产物（包括重水和其中杂质的活化）。而慢化剂系统以重水作为慢化剂，不和燃料元件直接接触，因而慢化剂重水中不含裂变产物，只含有活化产物，特别是重水中的2H(n,)3H反应产生的氚，由于量较大，成为一个重要的内照射辐射源。 对于HWR，除在热传输系统和慢化剂系统中的N-16对这对该两系统在堆芯外的回路屏蔽设计很重要之外，还有射线（特别是N-16发出的高能）与氘的相互作用会生成光激中子，在堆芯外的回路屏蔽设计也很重要。 秦山三期重水堆核电厂热传输系统和慢化剂系统中氚的浓度分别为：1.78104MBq/kg，3.24106MBq/kg，此两值皆比PWR主回路系统中氚的浓度高几个量级。,3.2.2 二回路中的放射性活度,对于PWR二回路中的放射性来源于主冷却剂通过破损的蒸汽发生器换热管向二回路的泄漏。表3.6中给出的二回路炉水和蒸汽中的放射性浓度是基于主冷却剂向二回路的泄漏率为3.910-4kg/s而计算出来的。二回路水和蒸汽中的放射性活度较低，该表给出的数值可知：1）水中裂变产物浓度约8.4510-4MBq/kg，腐蚀活化产物浓度约1.1310-4MBq/kg，氚的浓度约3.7010-2 MBq/kg；2）蒸汽中裂变产物浓度约为4.5110-5MBq/kg，腐蚀产物浓度约4.4810-6MBq/kg，氚浓度约3.7010-2 MBq/kg。 对于HTR，由于二回路的压力高于主回路，除了氚在高温下通过蒸汽发生器热管管壁穿透进入二回路外，主回路中的其它放射性核素难以进入二回路，因而对于高温气冷堆二回路的污染只需考虑氚。 HTR-PM的计算结果为，在稳定运行之后二回路中氚的浓度值约为3.310-2MBq/kg。,3.3 辅助回路中的放射性,对于PWR，在辅助回路中放射性活度较高的是直接与主冷却剂系统有关的部分，即化容控制系统、工艺排水处理系统。它们的放射性活度同各净化设备（除盐器、过滤器等）的净化能力、各储存容器的滞留时间和各种核素的化学状态有关。 图3.1给出了PWR的典型液体系统方块图。 表3.8给出了相应设备的去污因子（DF）和各设备入口处的放射性浓度。该表给出的数值可知，在这些系统中不同设备中的放射性活度相差较大，其差值可达约6个量级。其中以净化除盐器中的放射性浓度最高，因它直接来自堆容器的主冷却剂水，例在入口处I-131浓度约2.0100kBq/g；冷凝液过滤器入口处的放射性浓度较低，例I-131浓度约5.1810-6kBq/g。需指出的是该表中给出的数值，只是一个典型压水堆的数值，对于一个具体的核电厂则会有不同的数值，因而该表中给出的数值只是一个参考。,对于HTR，直接与主冷却剂系统有关的部分是氦净化系统及其它的再生系统。氦净化系统中的主要设备有尘埃过滤器、电加热器、氧化铜床、中温氦/氦热交换器、水/氦冷却器、气/水分离器、分子筛床、低温氦/氦热交换器和低温吸附器。辐射源主要有：尘埃过滤器中主要是碘和颗粒物、氧化铜床中主要是惰性气体、分子筛床中有惰性气体但更主要的是H-3和C-14、低温吸附器中主要的是惰性气体。 表3.9给出HTR-PM氦净化系统中主要设备的计算结果，由该表给出的数值可知：尘埃过滤器中放射性活度约为3.5109Bq、氧化铜床中约7.9108Bq、分子筛床中约7.71012Bq（除H-3和C-14外，约为3.9109Bq）、低温吸附器约8.11011Bq。,3.4 乏燃料的储存与运输系统中的辐射源,核电厂的放射性物质主要存在于燃料元件中，除了堆芯之外，其次是乏燃料存放池和运输容器。 对于秦山二期核电厂，根据表3.1和表2.1给出的参数，可估算出一炉乏燃料的总活度（按运行3年、冷却10天考虑）约41019Bq。每盒燃料组件的总活度约3.31017Bq。因而储存水池和运输容器的辐射防护问题十分重要。 对于HTR-PM，的燃料元件是包覆颗粒球形元件(直径6cm),运行方式是连续换料，在运行时每个燃料球内的放射性活度是不同的。达到燃耗后的燃料球将被卸出，装入乏燃料球罐，每个罐装50万个乏燃料球罐。计算给出一个最新装满乏燃料球的贮存罐中放射性总活度为9.61017Bq。 对于HTR-PM，涉及到与燃料元件相关的系统还有燃料球的装卸系统、燃料球的燃耗测量系统、碎燃料球贮存罐、检修时堆芯中全部卸出时燃料球暂存罐等，它们都具有很高的放射性活度。为节省篇幅，此处不再给出。,3.5 三废处理系统中的放射性,“三废”处理系统指的是废汽、废水、废固处理系统。这三个系统中的放射性来源较复杂，不同核电厂的放射性水平差别也较大。下面只作一个简单的介绍。 废气处理系统有：含氢废气处理系统、含氧废气处理系统及放射性厂房的通风系统。其中放射性活度较高的为含氢废气贮罐，它的放射性来源于直接与主冷却剂相关系统的除气。 废水处理系统有：工艺疏水处理系统、化学疏水处理系统、地面疏水处理系统、洗衣房水和淋浴水处理系统。其中放射性活度较大的是工艺疏水系统，它的放射性水平典型值在表3.8中作了介绍。 废固处理系统（也称固体废物处理系统），它处理的废物有：废树脂、蒸发器浓缩液、废过滤器芯、各种放射性污染物。其中放射性活度较高的为前两种。例秦山二期1#、2#机组给出废树脂中最大活度的设计估计值为2.241013Bq/m3；岭澳1#、2#机组最大活度设计估计值为：废树脂91012Bq/m3，蒸发器浓缩液37GBq/m3。,4.核电厂的辐射危害因素,核电厂的堆芯是一个强大的辐射源。各系统中又存在着大量的放射性物质。辐射照射对工作人员是一个重要的危害因素。在核电厂各工艺房间内的剂量率取决于该房间内工艺系统设备中的放射性活度以及屏蔽层的厚度。对于反应堆运行时堆本体屏蔽层外的剂量率取决于瞬发和中子的强度和屏蔽层的厚度。显然不同的核电厂差别很大。,4.1 外照射,表4.1表4.5列出一些国外PWR核电厂部分系统实测值。 表4.1给出了安全壳内主要区域的辐射水平。由该表给出的数值可知，在安全壳内各主要区域内的辐射水平很高，例在操作大厅内即使在停堆后的照射量率仍高达0.220mR/h。 表4.2给出了停堆后蒸汽发生器表面的剂量率水平，由该表给出的数值可知，蒸汽发表面的剂量率水平一般在几十几百mR/h。 需说明的是，在局部地方由于主冷却剂水中杂质的沉积，会形成很强放射性“热点”。美国电力研究所（EPRI）测量了13个堆的蒸汽发生器端头内部管板附近的照射量率，表明运行几年后照射量率近似为209R/h，其主要核素是Co-58、Co-60，它们占总照射量率的80左右。 这种“热点”在与主冷剂相连的设备上也有，例主循环泵停堆后表面照射量率一般为停堆后主循环泵表面照射量率一般为几10-2R/h量级，但Robinson2号堆检修时曾测得泵的叶轮表面照射量率为12R/h，叶轮螺帽为30R/h。,表4.3给出了化容控制系统混合床离子交换柱的辐射水平，由该表给出的数值可知，在阀门操作走廊的照射量率也可达0.00250.02R/h之间。在电站B第二次离子交换柱的下面，高达20R/h。 表4.4给出了各种过滤器的辐射水平。由该表给出的数值可知，对于不同过滤器的辐射水平不同。堆冷却水过滤器的辐射水平最高，实测到的最大值为200 R/h。 表4.5给出了一些主要设备及其房间的辐射水平。从该表给出的数值来看，PWR一些主要设备及其房间的辐射水平，在不同地方差别很大，最高与最低值之间的差别可高达5个量级左右。其中容积控制罐处的辐射水平很高，运行时最高值可达2 105 mR/h，停堆后仍达300mR/h。,从表4.1表4.5给出的数值可得出以下几点结论： （1）在PWR各设备所在场所内辐射水平很高，但辐射水平变化范围差别很大，高达5个量级以上； （2）由于主冷却剂水中杂质的沉积，在局部地方会形成很强放射性“热点”，“热点”处的辐射水平比其它地方处的高几个量级； （3）主冷却剂水中杂质沉积的核素主要是Co-58、Co-60，它们对总照射量率的贡献约80左右。 以上几点结论说明，对于核电厂由于不同地方、不同设备处的辐射相差很大，因而屏蔽设计应分别对待，尽量做到辐射防护设计的最优化。,4.2 内照射,由于设备的泄漏放射性物质会进入设备房间的大气中，工作人员吸入了这些放射性物质，或由于表面污染而造成工作人员因食入或由皮肤渗入放射性物质则会造成内照射，因而这也是一个辐射危害的因素。 在轻水堆的核电厂中个人受到的辐射危害主要来自外照射，内照射占的份额很小，一般说来只占职业照射总剂量的1%左右，或稍多一点。尽管如此，但也应重视。也就是说对各工艺房间必须进行空气中放射性浓度的监测和表面污染监测，在操作过程中要采用必要的防护措施，防止放射性物质进入体内。,5.降低工作人员职业照射的辐射防护措施,5.1 概述,核电厂辐射防护设计是保障工作人员安全的重要环节之一。为保障工作人员的安全，除执行国标GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准的职业照射控制要求外，还应遵守合理可行尽量低（ALARA）的原则。 图5.1中给出了核电厂的辐射防护设计中采取的一些主要措施。由该图可知为降低职业照射，核电厂辐射防护设计应采取的主要措施有： （1）控制辐射源项，降低工作场所的辐射水平； （2）根据辐射水平的大小，对放射性厂房进行分区控制，严格控制进入高辐射区的人员，和在其内的停留时间； （3）设置卫生出入口，严格管理进出控制区的人员和物品，降低工作人员所受的剂量、防止放射性污染的扩散；,（4）为降低外照射，设置屏蔽体对辐射源进行屏蔽； （5）对含有放射性物质的系统、设备、厂房进行合理布置，使工作人员尽量远离高辐射区； （6）设置通风系统，保证厂房内合理的气流组织和换气次数，降低工作场所空气中的放射性浓度； （7）进行辐射监测，掌握工作场所的辐射水平和工作人员受照剂量情况； （8）加强辐射防护管理，尽量降低工作人员可能受到的照射。 外照射防护三要素(三原则）：屏蔽防护、距离防护和时间防护。 内照射防护的基本措施是：1）采用通风降低工作场所空气中放射性污染水平；2）采用个人防护用具防止放射性物质进入人体。,5.2 控制辐射源,在设计阶段应对核电厂的辐射源设计进行最优化，因为辐射源会影响到整个核电厂的辐射水平，而其他方面的设计仅会对局部区域内的辐射水平产生影响。对于PWR的设计来说，停堆后主要辐射源是活化腐蚀产物，只是在发生大量燃料包壳失效的情况下，裂变产物才也有可能成为主要的辐射源。 核电厂工作人员的职业照射主要来自维护检修工作，其中主要的辐射源在主冷却剂系统，因而降低该系统中的放射性活度水平，对于降低职业照射剂量十分关键。 主要有下列措施：,（1）材料选择 对于检修来说对工作人员造成的照射主要来自主冷却剂中的Co-58、Co-60、Sb-122、Sb-124和Ag-110m等。更主要的是Co-60，它半衰期长，发出的射线能量高。老电站中Co-60对个人剂量的贡献高达90以上。降低主冷却剂中钴的来源，则能降低主冷却剂中Co-60的活度，因而主冷却剂回路设备应选低钴的因科镍合金和低钴不锈钢。降低其它核素，则要限制轴承、二次中子源中锑含量；限制垫片、密封圈和控制棒材料中银含量。 （2）控制主冷却剂的水化学、调节PH值 控制主冷却剂的水化学、调节PH值，则可控制主冷却剂设备表面的腐蚀速率，为此在主冷却剂中要加入氢氧化锂来调节PH值。,运行经验表明，如果调整硼酸和氢氧化锂的浓度（即控制Li-B协调曲线），把PH值控制在6.97.4范围内，则可减少腐蚀产物的产生和在设备表面的沉积，降低整个系统内的放射性活度。有的核电厂在主冷却剂中加入锌来降低主冷却剂系统结构材料的腐蚀速率，其作用机制是锌能进入材料表面的氧化膜中，将氧化膜晶格位置上的镍和钴置换出来，从而改变了氧化膜的形态、组成、和腐蚀特性，使得它更稳定和更耐腐蚀。 （3）过滤净化 把主冷却剂中的腐蚀产物过滤掉，可降低放射性活度，但常见的离子交换树脂不能在主冷却剂的工作温度下工作，要采用在高温下能工作的过滤器，则可降低主冷却剂中腐蚀产物的活度。 目前采用的过滤器有电磁过滤器和石墨过滤器。据报导，当沉降率为510-4/s时，主冷却剂旁路流量份额为0.5%，过滤效率为90%时，冷却剂携带的腐蚀产物浓度可降低1倍，当沉降率为10-2/s，旁路流量份额为0.5%时，冷却剂中腐蚀产物浓度则降低510%。,（4）去污 在对设备进行检修时，对设备表面沉积的放射性物质进行去污，则可降低被检修设备的放射性活度。去污方法是先用碱性高锰酸钾，再用草酸、柠檬酸二胺溶液浸泡的二级去污，去污后放射性活度可降低1个量级。但这种去污方法不适合于全回路的去污，因去污后产生的废物不适宜于用离子交换树脂去处理。 （5）减少腐蚀产物的累积。 设备和管道的设计应能尽量减少腐蚀产物的累积。这就要求主冷却剂设备和管道内表面光滑，尽量减少腐蚀产物可能累积的死角。,为对工作人员进入辐射区的工作进行管理，以尽量减少工作人员可能受到的剂量，和防止污染的扩散，对核电厂的放射性厂房应进行分区。国标GB18871规定辐射工作场所分为监督区和控制区。 分区的方法是把辐射工作人员在一年的预期工作期间内所接受的剂量可能超过5mSv的场所设定为控制区；把辐射工作人员在一年的预期工作期间内所接受的剂量不超过5mSv，但超过1mSv的场所设定为监督区；对于其他工作人员在一年的预期工作期间内所接受的剂量不超过1mSv的场所设定为非限制区。 在控制区内一般还按照辐射水平和污染水平的高低再划分为几个子区域。辐射水平和污染水平越高，越要严格控制在该区域内的工作时间，采取严格的防护措施，以确保工作人员不超过年剂量限值。不同国家的子区域的划分不完全一致，少的有三个子区，多的有六个子区。表5.1给出了我国的规定。,5.3 放射性厂房的分区和管理,表5.1 核行业标准EJ/T316-2001规定的辐射分区,5.4 设置卫生出入口,为严格控制工作人员所受到的辐射照射，并对人员的受照剂量进行测量和记录，同时也防止放射性污染的扩散，保证非放射性区域不受污染，在放射性厂房内进入控制区处要设置卫生出入口，对进入控制区的人员和移出控制区的物品要进行监控，但人流通道和物流通道必须严格分开。 卫生出入口内的基本设施： （1）人员的个人剂量监测设备（个人剂量计或报警仪、热释光剂量片等）； （2）人员和设备外部污染检测设备（全身剂量监测仪、手、足表面污染监测仪、设备表面污染监测仪等）； （3）人员去污设备（淋浴、洗涤盆等）； （4）个人生活用服（包括鞋、袜）、清洁工作服等的贮存设施； （5）污染工作服贮存设施； （6）防护服、靴子、呼吸道保护设备（口罩、气衣等）。,工作人员进出控制区的程序如下： （1）进入控制区的一般程序为：凭控制区通行证领取“冷”更衣间更衣柜的钥匙脱去个人生活用服（仅留内裤）用钥匙换剂量计在“热”更衣室穿基本防护服进入控制区。 （2）离开控制区的一般程序为：检查基本防护服的污染情况进入“热”更衣室脱去基本防护服检查体表污染情况进行体表面去污（淋浴或洗涤盆）进入“冷”更衣室穿回个人生活用服。 为便于管理，卫生出入口设置的个数应尽量减少。也就是说对于一个放射性厂房，一般只设置一个卫生出入口。 对于整个核电厂应设置卫生出入口的放射性厂房一般有： （1）核岛厂房； （2）放射性废物辅助厂房和暂存库； （3）放射性机修和去污车间； （4）厂区放射性实验室等。 不同厂房的卫生出入口要求设置的基本设施多少应不同。,5.5 屏蔽设计,屏蔽是降低外照射的重要措施之一。核电厂的屏蔽比较复杂，其主要特点是： （1）辐射源的情况比较复杂，它们是： 1）强度大，长期运行情况下单位功率裂变产物放射性总活度约为1.71017Bg/MW；单位功率瞬发裂变强度约为2.31017 MeV/MW.s ；单位功率瞬发裂变中子强度约为7.71016n/MW.s，或1.61017MeV/MW.s。 2）射线种类多，有瞬发和中子，有次级，特别是中子在屏蔽材料中产生的次级（俘获及非弹性散射）。主回路中有16N发出的高能，对HWR回路中还有氘的（,n）反应产生的光激中子。 3）能量范围宽，射线能量在10KeV10MeV之间；中子能量在ev量级18MeV之间。 4）反应堆运行和停堆时辐射源的类型、强度和能谱特性差别很大。,（2）屏蔽要求不同，在工艺上要求防止设备的辐照损伤，防止材料的活化，以及防止屏蔽材料的发热等。在辐射安全上则需根据工作人员接触设备的频率和时间，确定不同的辐射水平，分区进行屏蔽设计。 （3）屏蔽设计复杂，要根据不同对象和要求采取不同形式的屏蔽，如整体屏蔽(即对整个辐射源整体用屏蔽材料包围起来)、分部屏蔽(即对辐射源的部分用屏蔽材料包围起来)、阴影屏蔽(即用屏蔽板对辐射源挡起来,工作人员或部分身体在屏蔽板的阴影下工作)、可移动式屏蔽；对一些“热点”要采取局部屏蔽；对管道贯穿造成的缝隙漏束要采取特殊的防缝措施；要考虑出入口的屏蔽形式，如迷宫和防护门；要考虑屏蔽层中的次级和屏蔽层发热问题等。,（4）屏蔽材料选择要多样化。由于中子和与物质的相互作用特性不同，因而对中子和要选用不同的屏蔽材料。常用的屏蔽材料有：混凝土、铁、铅、水，为吸收热中子在屏蔽材料中有时需加入硼。 对于射线的屏蔽要选用重材料（高原子序数Z），这是因为射线与物质发生相互作用时原子序数越高，作用的几率（称为“作用截面”）越大。光电效应截面与Z5成正比，康普顿效应截面与Z成正比，电子对效应截面与Z2成正比。 对于中子(特别是快中子)的屏蔽材料的选择一定要考虑材料中含有较原子序数较小的元素（俗称轻元素），特别是氢。这是由于中子与物质相互作用时的非弹射散射产生能量较高的射线，而中子与轻元素相互作用发生一次弹射散射就会级大地损失能量，例中子与氢发生一次弹射散射，则可损失掉自己的全部入射动能。由此可很快地使中子能量降低，变成热中子，在屏蔽层中被吸收掉。,屏蔽设计中需要注意的主要问题有： （1）堆本体屏蔽一般分为一次屏蔽（也称为设备屏蔽）和二次屏蔽（也称为生物屏蔽）。前者是要使屏蔽层外的设备基本不会受到活化，和设备材料（主要是有机材料，例电线的绝缘材料）不会受到辐照损伤；后者是根据辐射分区把屏蔽层外的剂量率降到合理的水平，以保护工作人员的辐射安全。因而这两次屏蔽层的厚度要综合考虑。 为防止设备基本不会受到活化，行标EJ/T317-1998压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则规定了，在停堆后可进入地方处，运行时热中子注量率应小于1105n/cm2.s。 （2）必须在压力壳内设置“热屏（蔽）”，限制进入压力壳和屏蔽层的中子和射线注量率。“热屏”厚度的设计取决于： 1）限制进入压力壳的最高中子注量率（主要是快中子），防止快中子对压力壳钢材引起的辐照损伤，即辐照脆化，引起钢材的屈服强度和抗拉强度增加，延伸率和冲击韧性降低，材料变脆；,2）限制进入屏蔽层的中子和射线的最高注量率，以降低对屏蔽材料带来的发热影响。特别是要防止混凝土可能带来的脱氢和脱水，而降低了对中子的屏蔽能力。 行标压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则规定了进入屏蔽层内表面的中子注量率应小于5109n/cm2.s ；注量率应小于41010MeV/cm2.s。 （3）在屏蔽设计中必须考虑防止由于贯穿件可能带来的缝隙效应。由此在贯穿件穿过屏蔽层时应采用Z字形和弯曲形通道，确保在任何可见的路径上都存在有屏蔽。此时在贯穿件附近屏蔽墙的厚度要加厚，或增加材料的密度。应对缝隙带来的屏蔽减弱情况进行分析计算。 （4）对于主回路系统设备（例主泵，管路）的屏蔽计算中，一个特别需要考虑的核素是N-16，它不但浓度很高，而且发出的射线能量也很高。对于HWR还应考虑氘的（,n）反应生成的光激中子。,（5）对于乏燃料的屏蔽计算中，除考虑射线外，还应考虑可裂变物质的自裂变产生的中子和乏燃料中一些核素（特别是氧）的（,n）反应产生的中子。特别是对乏燃料运输容器的屏蔽，要考虑此问题。 （6）对于在核岛厂房外的应急指挥中心、应急支持中心等，屏蔽设计必须要考虑严重事故时放射性烟羽引起的外照射，保证该房间的可居留性（即要起到应急辐射防护的作用）。,5.6 采用操作器械和提高操作技术,距离防护，采用操作器械进行远距离操作（特别是自动化程度高的器械）增加工作人员与辐射源之间的距离，能有效地降低工作人员受到的剂量，其中包括远距离进行检查、检验和远距离进行检修、设备的拆除和重新安装等。 蒸汽发生器是PWR故障率较高的设备。蒸汽发生器传热管破损会导致主冷却剂向二回路的泄漏,带放射性的主冷却剂向二回路泄漏，就会造成二回路设备污染。若采用人工的方法检查破损小管，工作人员要站在蒸汽发生器的人孔附近。资料报道在蒸汽发生器人孔处照射量率约在0.150.8R/h之间。检查一个小管所需时间35分钟，若检查时间取4分钟，则检查100根小管则会受到约15R的照射。若采用自动定位的检查装置，工作人员可远距离操作，只在安装和取走检查装置时才需接触到蒸汽发生器，则可大大降低受照剂量。 手工焊接堵管需要人进入蒸汽发生器水室内工作，堵一个破口需要焊两个塞子，约需10分钟。而采用爆炸堵管，堵一个管子只需1分钟。,5.7 通风,通风是防止污染空气的扩散、降低工作场所空气中放射性浓度的重要手段，是降低工作人员内照射的重要措施。 从辐射防护角度，对通风设计的基本要求有： （1）合理的气流组织，即从干净区脏区处理设施排入大气。 （2）防止污染扩散，即通过气密封（合理的压差）防止污染气体进入干净区，必要时使用逆止阀，防止空气的倒流。 （3）确定合理的换气次数，各房间的通风速率、换气次数要根据该房间工作人员停留的情况，空气中可能的放射性浓度大小来确定。 （4）各工艺房间的通风设计，一般应保持负压，必要时应使用逆止阀，以防止空气的倒流。 （5）核岛厂房内的主控室、备用停堆点，核岛厂房外的应急指挥中心、应急支持中心等的通风，必须是送风量大于排风量，以保持这些房间内处于轻微正压。在发生严重事故后要提供对这项房间工作人员的呼吸空气，并维持轻微正压（一般至少3mm水柱），以防止放射性污染空气进入，保证该房间的可居留性（应急辐射防护的作用）。 （6）合理的布置送风口和排风口，防止污染物排放出现死角，必要时需加上局部排风。,5.8 系统和设备的合理布置,核电厂各个系统和设备的合理布置能大大降低运行和维修人员的辐射照射，这在核电厂的设计时必须优化考虑。 从辐射防护角度，对系统和设备布置的基本要求有： （1）带放射性设备、系统、厂房与不带放射性的设备、系统、厂房要分开布置。非放射性设备、系统、厂房尽管远离高辐射区。 （2）辐射水平相对高的设备要相对集中、高辐射区布置在隔离区内。 （3）布置含有放射性的设备、管道等都要留有足够的空间，以便于维护检修，并使工作人员与辐射源保持一定的距离，需经常维护检修的设备尽可能远离高辐射区。 （4）输送放射性介质的管道尽量布置在高辐射区，必须通过低辐射区（即人员经常进入的区域）时应尽可能短，并根据辐射水平采取必要的防护措施（例如局部屏蔽）。,管道敷设时要注意防止放射性物质在管道内的沉积，应采取下列措施： 管道应尽可能地短。 选用适当的管径，保持良好的流体力学条件。 防止出现死角。 保持一定坡度。 弯曲半径大于5倍管道的直径。 保持管道内表面光滑。 管道的焊点应尽可能少，以减少泄漏的可能。 （5）设备和管道的隔热层要便于拆卸和安装。如果设备和管道内的放射性介质（汽和水）可能泄漏时，则需避免采用吸水性隔热材料，防止放射性物质在隔热层内浓集。 （6）对可能存在泄漏的设备，除具有良好的密封措施外，还要做到检修拆换时可快速进行，并便于移地和冲洗去污等。,5.9 辐射监测,辐射监测是重要的辐射防护措施之一。它是将辐射照射对工作人员可能造成的辐射剂量保持在国家规定的限值内，并符合ALARA原则，降低工作人员可能受到的辐射危害很重要的手段。 核电厂的辐射监测可根据监测对象不同分为以下几类： （一）厂区辐射监测 厂区内的辐射监测又可分为三类，它们是： （1） 工作场所的辐射监测（即：场所监测） 场所监测的目的是：监测核电厂内经常有人出没或工作处的辐射水平，以便确定该地方工作人员是否可停留和可停留的时间。 设计原则是：1）凡是工作人员经常出入而且辐射场可能缓慢变化或者突然变化的地方，应设置固定式的连续监测道。 2）对一些工作人员不常去的地方，可采用携带式的监测仪和表面污染监测仪定期地或工作人员出入时进行监测。 监测的内容包括：中子、剂量率，空气中的放射性浓度，和表面污染水平等。了解这些地方的剂量率大小、空气中放射性浓度和表面污染情况等。 监测的方式有：1）设置固定监测点；2）便携式流动监测。,必须指出的是：按国标GBZ232 核电厂职业照射监测规范的要求，对于工作场所的剂量监测应给出周围剂量当量率H*(10),估计有效剂量；和定向剂量当量率H*(0.07)的值，估计皮肤剂量。 （2） 工艺系统的辐射监测（即：工艺监测） 工艺监测的目的是：检查核电厂一些带放射性的工艺系统或工艺过程的性能，是否超过了技术规格书中规定的限值，以及该系统是否处于正常工作状态。 设计原则是：对于某些工艺设备或工艺过程，凡是通过辐射水平的变化或放射性活度的变化能反映出该设备性能的变化的、或者说在进行某种工艺操作时而引起辐射水平或放射性活度的变化的地方，应设置监测道。 监测的方式有：大多是固定式的连续监测道。但也有的是携带式的监测，以及取样监测。 例如一回路冷却剂中放射性活度测量。 在核电厂正常运行的情况下，工艺系统辐射监测反映着核电厂各系统的运行情况。一旦有事故，则起事故监测的作用。,（3） 放射性流出物的监测（即：流出物监测） 监测对象：气态放射性流出物和液态放射性流出物监测。 监测目的：测量核电厂正常运行工况下每年通过烟囱排放排向大气环境的气载放射性物质的活度以及通过放射性废水排放排到水环境中去的放射性物质的活度。以确保核电厂每年排向环境的气载和液体放射性物质的总活度不超过规定的排放量管理目标值，并为核电厂的运行（包括正常运行和事故）的环境影响评价提供基础数据。流出物监测也起着判断核电厂是否处于正常运行状态的作用。 在正常运行情况下，流出物监测反映着核电厂气态和液态放射性流出物的排放情况。一旦有事故（或事件）发生，起事故排放监测和应急监测的作用。 必须指出的是：气态流出物监测的取样系统的设计必须考虑尽量减少气溶胶在取样管道中的沉积，即减小取样管道的长度和弯头的数量、增大弯头的半径、管道内壁要光滑等。,（二）环境辐射监测（即：环境监测） 核电厂的放射性流出物排到环境之后，通过弥散和迁移在环境介质中传播，从而进入生物圈造成对公众的辐射影响。环境监测的对象是测量环境介质和生物介质中的放射性水平，从而了解核电厂的运行对环境造成污染的情况，也为核电厂运行的环境影响评价提供基础数据。 环境监测的监测点布置范围和多少、测量的对象、和分析的项目，各核电厂应根据该核电厂的具体环境情况（气象、水文、人口分布、土地和水体利用等）来确定。,（三）个人剂量监测 个人剂量监测的对象是监测核电厂辐射区工作的人员，在工作期间个人受到的辐射剂量，包括外照射剂量、摄入体内的放射性量、和表面放射性污染。目的是控制他们每年所受的剂量不超过规定的剂量管理目标值。 必须指出的是：1）个人剂量监测中采用的胶片剂量计和热释光剂量计一般要在3个月内进行读数。这是由于它们保持的信息随着时间的增加会衰退，胶片剂量计3个月内衰退量约30；热释光剂量计约13。按国标GBZ232 的规定，常规监测周期一般为1个月，也可视具体情况延长或缩短，但最长不得超过3个月。 2）按国标GBZ232 的规定，对于个人外照射剂量的测量应给出深部个人剂量当量Hp(10)，代表受到的有效剂量；和浅表个人剂量当量Hp (0.07)的值，代表受到的皮肤剂量。,5.10 设置警示标志,由于核安全和辐射防护的要求，核岛主厂房群均为无窗厂房，以及屏蔽隔离的需要，许多操作通过机械设备在远距离或水下进行。厂房高大、机械吊运和装卸设备多，水下操作多、操作平台及钢梯的设置比较普遍、配电和输变电设备等级较高、管路的高温高压等等特点，决定了警示标志的采用对核电厂的安全生产、减少和避免工作人员的辐射危害具有重要意义。 国标GB2894规定了工矿企业、建筑工地、厂内运输和其它必要提醒人们注意安全的场所，皆应设置安全标志和提示标志。 从辐射防护角度，有关的警示标志一般应有： （1）放射性管道、设备，废物容器，放射性工作场所应按国标GB18871的规定设置电离辐射标志。 （2）核岛厂房内应按GB2894安全标志的规定设置安全标志和提示标志。设置事故应急撤离路线标识和位置指示标志； （3）放射性厂房内根据辐射分区的要求，对不同区域分别设置