核电厂辐射防护.

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1、第5讲 核电厂辐射防护 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 冷却剂 燃料形态 燃料富集度 压水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右 沸水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右 重水堆 热中子 D2O D2O UO2 天然铀或稍加浓铀 高温气冷堆 热中子 石墨 氦气 （Th,U）O2 720%或90% 钠冷快堆 快中子 无 液态钠 （U,Pu）O2 1520% 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

2、 四肢或皮肤年当量剂量为500mSv GB188712002 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 1.概述 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、；(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PWRGALE；法 PROFIP裂变产物， 法 PACTOLE腐蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成9

3、0以上的剂量贡献 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（） 4）废液、废气、废物处理系统 裂变产物和活化产物放射性（ 、）； 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 2.核电厂辐射源 1）工作人员的职业照射 全身有效剂量限值小于20mSv/a 剂量约束值 1518mSv/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 (7.3102/Sv) 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、

4、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、洗涤废水 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。 3.核电厂辐射危害 公众成员受到气载流出物照射的途径 弥散 沉降 空气污染 土壤 植物 动物 水体 食入内照射 外照射 吸入照射 气 载 流 出 物 人的剂量 公众成员受到液态流出物照射的途径 弥散 食物 水生生物灌溉 水 外照射 内照射 沉积 液态流出物

5、人的剂量 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。 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7.3102/Sv 3.核电厂辐射危害 1）分区管理 按照GB188712002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）； 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

6、段或安全措施；经常评估职业照射 条件。 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、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）。 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) 4.核电厂的辐射防护措施 标准 GB8703-88（50mSv）（ 岭澳一期） EJ/T316- 2001(20mSv) GB18871-2002(20mSv) D（剂

7、量当量率） 有效剂量率 (mSv/h) 空气污染 浓度 (DAC)居留特征剂量当量率（外照射内照射） 非限制 区 D7.5Sv/h t 6667hD0.001不受污染无限制 监督区 (白) D0.0025可忽略 每季工作少于 500h 绿区 7.5Sv/hD25Sv/h 2000ht6667hD0.010.1 每周工作少于 40h 2.5Sv/h(0.25mrem/h)dose 10Sv/h(1.0mrem/h) 黄区黄1 25Sv/hD2mSv/h 25ht2000hD0.11每周工作少于4h 10Sv/h(1.0mrem/h)dose 2mSv/h(200mrem/h) 黄2 D110管理

8、进入 橙区 2mSv/hD100mSv/h 5ht25hD10 限制进入2mSv/h(200mrem/h)dose0.1Sv/h(10rem/h) 红区 D100mSv/h t 5hD10 通常禁止进入dose0.1Sv/h(10rem/h) 美国的分区剂量率水平（50mSv/a) 区域 允许的居留 剂量率 0无限制的正常居留0.05mrem/h（0.5Sv/h） 非限制区 0.25mrem/h （2.5Sv/h） 职业工作区 2.5mrem/h （25Sv/h） 间断工作区 15mrem/h （150Sv/h） 限制进入区 100mrem/h （1mSv/h） 控制进入区 1rem/h （1

9、0mSv/h） 正常为限制，事故后有限进入区10rem/h （100mSv/h） 正常严格限制，事故后限制进入区100rem/h （1 Sv/h） 正常禁止进入区，事故后严格限制进入区500rem/h （5 Sv/h 极高辐射区 500rad/h （5 Gy/h） 4.核电厂的辐射防护措施 2）屏蔽 核电厂设计的屏蔽考虑： 堆本体的中子和屏蔽；中子能量、 能量 一回路的缓发中子和裂变产物（假设元件破损率） 活化产物16N（T1/2=7.13s、E6.13Mev）的屏蔽；屏蔽材料与 形式； 核电厂检修的屏蔽考虑：移动屏蔽或局部屏蔽； 4.核电厂的辐射防护措施 3）时间和距离控制 工作人员在辐射场

10、中剂量是正比于源强和时间，和距 离成平方反比。 设计上采用灵活方便结构、提供良好的检修；工作环 境和条件、减少不必要的照射时间；使用特殊的长 柄工具等 4.核电厂的辐射防护措施 4）通风 气流组织：由干净区向脏区流；辐射工作区（ 特别是进行开放性操作的区域）要保证一定 的负压或换气次数；排风经处理后由烟囱排 出； 5）降低辐射源活度 限制腐蚀产物结垢；核电厂检修时为了减少工 作人员受照，要先用干净的水或气体进行冲 洗和清扫，减少设备残留放射性活度；收集 泄漏、进行疏水等。 4.核电厂的辐射防护措施 6）培训、计划和组织 从事辐射工作，如果人员接受了必要的培训或进行模 拟操作训练就可以缩短操作时

11、间，也就减少了剂量 。 事先充分的计划和组织都是减少工作人员照射的重要 措施。 7）工作人员的个人防护措施； 8）源项控制：放射化学控制活化产物的产生与结垢 4.核电厂的辐射防护措施 1）外照射风险 取决于现场维护工作的准备；区域现 场标示；现场工作人员配备的监测设备。 设备室的辐射风险指数：一回路的各个固定监测点测 量到的平均值它给出了一回路上放射性沉积； 现场分区；热点标示；辐射水平分布图； 个人监测设备（剂量率计） 防护措施：时间；距离；屏蔽。 5.核电厂运行的放射性风险 2）污染风险 污染是以沉积形式存在于作业现场设备 内表面以及外壁上（也可能地面和墙壁）。现场工 作人员的活动污染物再

12、悬浮并吸入放射性颗粒； 污染物扩散 扩散到邻近区域；体表污染；内照射 污染监测 内照射预防 5.核电厂运行的放射性风险 3）碘风险 裂变产物碘一回路打开或泄漏；乏燃料水下操作 事故以气态或气溶胶进入控制区。 监测设备：固定式仪表（KRT系统或RMS系统）；移动 式仪表；手动式仪表。 预防措施：监测和跟踪一回路放射性；通风；碘吸附 器 5.核电厂运行的放射性风险 4）风险 风险的鉴别（燃料包壳破损）；风险存在的部位； 探测设备 ； 预防措施：集体防护（封闭和负压）；个人防护； 污染物的处理。 5）运行期间进入反应堆厂房 系统带压 和含氮容器；中子与16N的 5.核电厂运行的放射性风险 1）厂址选

13、择 为了确保核电厂自身核安全和减少对环境影响，在选 址中要考虑很多因素：地质、地震、水文、气象、 人口、土地利用、外部事件等 a)人口 :密度、非居住区（禁区）；规划限制区（低人 口区）；应急要求； b)气象：气载流出物的稀释弥撒；（内陆的特点） 6.降低居民受照的防护措施 c)水文条件 独立水文单元、受纳水体 d)土地利用 e)人为外部事件：飞机撞击、爆炸、有毒有害物泄漏等。 f)非居住区、规划限制区（根据选址源项） 5.降低居民受照的防护措施 2）防止放射性物质释放的多重屏障 6.降低居民受照的防护措施 一 燃料组件与核反应堆的本体结构 密封的燃料芯块和燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第

14、一道安全 屏障。 高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料块，直径约8毫米，高13毫米，称 之为燃料芯块。 燃料芯块中铀-235的富集度约3，个一个地重叠着放在外径约9.5 毫米，厚约0.57毫米的锆-4合金管内。 这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封 闭在锆合金管内，构成高度为3米多细而长的燃料元件。 这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件见图1-20。一般 是将燃料元件排列成1717的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加 上端部构件，整个燃料组件长约4米。燃料组件外面不加装方形盒， 即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。P32 27 6.降低居民受照的防护措施

15、28 压水堆三道安全屏障 第一道屏障 燃料芯块和包壳 第二道屏障压力边界 第三道屏障安全壳 29 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器 及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的 压力边界，称为一回路压力边界。 该压力边界构成了包容放射性物质的第二道 安全屏障。 30 6.降低居民受照的防护措施 31 图1-23 冷却剂回路及设备布置图 压水堆堆芯和压力容器 将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略 粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。见图1- 21为压水堆压力容器内结构示意图。每一个燃料组件包括两百 多根燃料元件，中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的上部 连成体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一个控制棒束都可以在 相应的燃料组件内上下运动。控制棒束在堆内布置得很分散， 以便堆内造成平坦的中子通量密度分布。压水堆中最关键的设 备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的 压水堆，压力容器直径分别为3.99米和4.39米，壁厚0.2米和 0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器 ，它的加工和运输都是个