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1、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）
2、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
3、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
4、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
5、。 （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
6、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
7、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
8、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
9、）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
10、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
11、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、
12、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
13、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
14、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
15、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
16、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。,
