核電廠的輻射防護(hù)(劉原中)

1、1,1,概述概述 核電廠輻射防護(hù)設(shè)計的目的是建立和保持對核電廠帶來的電離輻射危害的有效防御措施，采取多種防護(hù)手段，降低核輻射對工作人員、公眾的危害，防止確定性效應(yīng)的發(fā)生，并將隨機性效應(yīng)的發(fā)生率降低到可接受的水平，保護(hù)工作人員、公眾和環(huán)境的安全。此外，本課程也為實現(xiàn)輻射防護(hù)目標(biāo)提供一些指導(dǎo)。1.1,1.1,目的目的1.2,1.2,范圍范圍 核電廠的輻射防護(hù)涉及的方面有：（1）核電廠運行期間對工作人員的輻射防護(hù)；（2）核電廠運行期間對公眾的輻射防護(hù)；（3）核電廠事故工況（包括嚴(yán)重事故）下對工作人員的輻射防護(hù)；（4）核電廠事故工況（包括嚴(yán)重事故）下對公眾的輻射防護(hù)；（5）核電廠退役對工作人員的輻射防

2、護(hù)；（6）核電廠退役對公眾的輻射防護(hù)；（7）放射性廢物的操作、處理和貯存的輻射防護(hù)。鑒于課時有限，本課程只介紹核電廠運行期間對工本課程只介紹核電廠運行期間對工作人員的輻射防護(hù)。作人員的輻射防護(hù)。1.3,1.3,劑量限值和劑量約束劑量限值和劑量約束 劑量限值是輻射防護(hù)三原則之一，對于核電廠劑量限值是輻射防護(hù)三原則之一，對于核電廠的設(shè)計來說，應(yīng)當(dāng)使運行期間產(chǎn)生的輻射照射不的設(shè)計來說，應(yīng)當(dāng)使運行期間產(chǎn)生的輻射照射不超過為工作人員所規(guī)定的劑量限值和劑量約束。超過為工作人員所規(guī)定的劑量限值和劑量約束。劑量限值和劑量約束應(yīng)符合國標(biāo)劑量限值和劑量約束應(yīng)符合國標(biāo)GB18871-2002GB18871-2002

3、電離輻射防護(hù)和輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)定電離輻射防護(hù)和輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)定。（1 1）職業(yè)照射工作人員的年個人劑量限值為）職業(yè)照射工作人員的年個人劑量限值為2020毫希沃特（毫希沃特（mSvmSv）（）（5 5年平均值），任何單一年年平均值），任何單一年份不應(yīng)超過份不應(yīng)超過5050毫希沃特（毫希沃特（mSvmSv）。）。（2 2）核安全導(dǎo)則）核安全導(dǎo)則HAD102/12HAD102/1220112011核動力廠核動力廠輻射防護(hù)設(shè)計（報批稿）中，提出了職業(yè)照射輻射防護(hù)設(shè)計（報批稿）中，提出了職業(yè)照射工作人員的個人劑量約束應(yīng)不超過工作人員的個人劑量約束應(yīng)不超過1515毫希沃特毫希沃特/ /年年（

4、mSv/amSv/a）。）。1.4,1.4,最優(yōu)化原則的應(yīng)用最優(yōu)化原則的應(yīng)用 輻射防護(hù)最優(yōu)化是輻射防護(hù)體系中的重要基本原則，對輻射防護(hù)最優(yōu)化是輻射防護(hù)體系中的重要基本原則，對于核電廠來說，應(yīng)做到：于核電廠來說，應(yīng)做到：（1 1）在考慮了下列經(jīng)濟(jì)和社會因素之后，所有的照射都）在考慮了下列經(jīng)濟(jì)和社會因素之后，所有的照射都應(yīng)當(dāng)保持在規(guī)定限值以內(nèi)，并處于可合理達(dá)到的盡量低的應(yīng)當(dāng)保持在規(guī)定限值以內(nèi)，并處于可合理達(dá)到的盡量低的水平（即水平（即ALARAALARA原則）：原則）： 1 1）應(yīng)當(dāng)通過輻射防護(hù)措施，把核電廠運行狀態(tài)引起的）應(yīng)當(dāng)通過輻射防護(hù)措施，把核電廠運行狀態(tài)引起的輻射照射降低到這樣的數(shù)值，使得

5、進(jìn)一步增加設(shè)計、建造輻射照射降低到這樣的數(shù)值，使得進(jìn)一步增加設(shè)計、建造和運行費用與所獲得的輻射照射的減少相比已不值得（經(jīng)和運行費用與所獲得的輻射照射的減少相比已不值得（經(jīng)濟(jì)因素）。濟(jì)因素）。 2 2）設(shè)計中應(yīng)考慮減小輻射防護(hù)控制區(qū)中不同類型工作）設(shè)計中應(yīng)考慮減小輻射防護(hù)控制區(qū)中不同類型工作人員所接受到的職業(yè)照射劑量的差異，避免放射性工作區(qū)人員所接受到的職業(yè)照射劑量的差異，避免放射性工作區(qū)的惡劣工作條件（社會因素）?？赡苁艿阶畲笳丈涞墓ぷ鞯膼毫庸ぷ鳁l件（社會因素）?？赡苁艿阶畲笳丈涞墓ぷ魅藛T包括換料、維修、檢查和輻射防護(hù)人員等。人員包括換料、維修、檢查和輻射防護(hù)人員等。（2 2）輻射防護(hù)最優(yōu)化應(yīng)

6、對一系列的防護(hù)措施進(jìn)行選）輻射防護(hù)最優(yōu)化應(yīng)對一系列的防護(hù)措施進(jìn)行選擇，例如，屏蔽、通風(fēng)、控制距離和把輻射照射時擇，例如，屏蔽、通風(fēng)、控制距離和把輻射照射時間減至最短的手段等。為此，應(yīng)確定可行的待選方間減至最短的手段等。為此，應(yīng)確定可行的待選方案和比較準(zhǔn)則及數(shù)值。最后，對這些方案進(jìn)行評估案和比較準(zhǔn)則及數(shù)值。最后，對這些方案進(jìn)行評估和比較。和比較。（3 3）最優(yōu)化的概念還應(yīng)當(dāng)用于避免或者減輕導(dǎo)致工）最優(yōu)化的概念還應(yīng)當(dāng)用于避免或者減輕導(dǎo)致工作人員或者公眾照射的核電廠事故后果的設(shè)計特征作人員或者公眾照射的核電廠事故后果的設(shè)計特征中。中。1.5,1.5,設(shè)計目標(biāo)設(shè)計目標(biāo) 對于核電廠運行期間的設(shè)計目標(biāo)主要

7、是：對于核電廠運行期間的設(shè)計目標(biāo)主要是：（1 1）為了保證設(shè)計將人員受照劑量降低到可合理達(dá)到的盡量）為了保證設(shè)計將人員受照劑量降低到可合理達(dá)到的盡量低的水平，同時體現(xiàn)最佳實踐，應(yīng)當(dāng)對職業(yè)照射設(shè)定個人劑低的水平，同時體現(xiàn)最佳實踐，應(yīng)當(dāng)對職業(yè)照射設(shè)定個人劑量和集體劑量設(shè)計目標(biāo)。設(shè)計目標(biāo)應(yīng)體現(xiàn)劑量約束的概念，量和集體劑量設(shè)計目標(biāo)。設(shè)計目標(biāo)應(yīng)體現(xiàn)劑量約束的概念，為劑量限值的一個適當(dāng)?shù)姆蓊~。為劑量限值的一個適當(dāng)?shù)姆蓊~。（2 2）為了將設(shè)計的重點放在對工作人員的個人劑量和集體劑）為了將設(shè)計的重點放在對工作人員的個人劑量和集體劑量貢獻(xiàn)最大的有關(guān)方面，需要對可能受到最大劑量的工作人量貢獻(xiàn)最大的有關(guān)方面，需要對

8、可能受到最大劑量的工作人員組設(shè)定集體劑量設(shè)計目標(biāo)，例如維修人員和保健物理人員員組設(shè)定集體劑量設(shè)計目標(biāo)，例如維修人員和保健物理人員等。同樣，需要對每個工種的集體劑量設(shè)定設(shè)計目標(biāo)，例如等。同樣，需要對每個工種的集體劑量設(shè)定設(shè)計目標(biāo)，例如主要部件的維修、在役檢查、換料和廢物管理等。與設(shè)計關(guān)主要部件的維修、在役檢查、換料和廢物管理等。與設(shè)計關(guān)鍵階段的劑量評價相結(jié)合，上述設(shè)計目標(biāo)可作為劑量監(jiān)測和鍵階段的劑量評價相結(jié)合，上述設(shè)計目標(biāo)可作為劑量監(jiān)測和運行中劑量管理的依據(jù)。運行中劑量管理的依據(jù)。（3 3）集體劑量的設(shè)計目標(biāo)可用人）集體劑量的設(shè)計目標(biāo)可用人 希沃特希沃特/ /吉瓦吉瓦 年（年（manSv/GWe

9、amanSv/GWea）的形式來表示。一般而言，集體劑量設(shè)計）的形式來表示。一般而言，集體劑量設(shè)計目標(biāo)應(yīng)不超過目標(biāo)應(yīng)不超過1 manSv/GWea1 manSv/GWea（單一年份的上限值）。（單一年份的上限值）。2,2,壓水堆壓水堆(PWR)(PWR)核電廠簡介核電廠簡介 核電用的核反應(yīng)堆的堆型有核電用的核反應(yīng)堆的堆型有1010多種，其中較為成熟的有壓水多種，其中較為成熟的有壓水堆、沸水堆、石墨氣冷堆（堆、沸水堆、石墨氣冷堆（COCO2 2或氦氣冷卻）、石墨水堆和重或氦氣冷卻）、石墨水堆和重水堆。水堆。 我國目前已建和擬建的堆型有：壓水堆（我國目前已建和擬建的堆型有：壓水堆（PWR)PWR)

10、和重水堆和重水堆(HWR)(HWR)、高溫氣冷堆、高溫氣冷堆(HTR)(HTR)。 不同堆型核電廠的堆芯結(jié)構(gòu)、冷卻劑、慢化劑、輔助系統(tǒng)等不同堆型核電廠的堆芯結(jié)構(gòu)、冷卻劑、慢化劑、輔助系統(tǒng)等不同，使得為輻射防護(hù)設(shè)計的基礎(chǔ)不同，使得為輻射防護(hù)設(shè)計的基礎(chǔ)“輻射源項輻射源項”（核素種類、（核素種類、活度大小、和分布等）各有不同，活度大小、和分布等）各有不同，使得使得輻射防護(hù)設(shè)計上也約有輻射防護(hù)設(shè)計上也約有不同不同，但，但輻射防護(hù)的設(shè)計原則都一樣輻射防護(hù)的設(shè)計原則都一樣。因而以壓水堆型核電廠因而以壓水堆型核電廠（PWR)PWR)為基礎(chǔ)介紹的內(nèi)容，其它堆型核電廠也可參考。對于高為基礎(chǔ)介紹的內(nèi)容，其它堆型核

11、電廠也可參考。對于高溫氣冷堆溫氣冷堆HTRHTR和和重水堆重水堆HWRHWR的的“輻射源項輻射源項”，有特殊的地方，有特殊的地方也作一些簡單介紹。也作一些簡單介紹。2.1,2.1,核電廠的反應(yīng)堆堆型核電廠的反應(yīng)堆堆型壓水堆壓水堆(PWR)示意圖示意圖u 圖圖2.12.1給出了壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)示意圖，由給出了壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)示意圖，由該圖可知，壓水堆核電廠主要系統(tǒng)有：該圖可知，壓水堆核電廠主要系統(tǒng)有：u堆本體、堆本體、u一次冷卻系統(tǒng)；一次冷卻系統(tǒng)；u化容控制系統(tǒng)；化容控制系統(tǒng)；u堆安全系統(tǒng)；堆安全系統(tǒng)；u燃料操作系統(tǒng)；燃料操作系統(tǒng)；u三廢處理系統(tǒng)；三廢處理系統(tǒng)；u二回路透平發(fā)電系統(tǒng)。

12、二回路透平發(fā)電系統(tǒng)。 2.2,2.2,壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)壓水堆核電廠的主要系統(tǒng) 堆本體及一次冷卻劑系統(tǒng)布置在安全殼內(nèi)堆本體及一次冷卻劑系統(tǒng)布置在安全殼內(nèi)；化容控制系統(tǒng)及堆安全系統(tǒng)主要設(shè)備都布；化容控制系統(tǒng)及堆安全系統(tǒng)主要設(shè)備都布置在輔助廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；燃料操置在輔助廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；燃料操作系統(tǒng)主要在燃料廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)作系統(tǒng)主要在燃料廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；三廢處理系統(tǒng)布置在輔助廠房內(nèi)；透平發(fā)；三廢處理系統(tǒng)布置在輔助廠房內(nèi)；透平發(fā)電系統(tǒng)布置在透平廠房內(nèi)。電系統(tǒng)布置在透平廠房內(nèi)。 堆本體是一個圓柱形壓力容器（也稱壓力堆本體是一個圓柱形壓力容器（也稱壓力殼），內(nèi)部裝有堆芯

13、燃料組件及上、下支撐殼），內(nèi)部裝有堆芯燃料組件及上、下支撐板、控制棒、堆芯筒體、熱屏蔽等。冷卻劑板、控制棒、堆芯筒體、熱屏蔽等。冷卻劑水進(jìn)入反應(yīng)堆后從堆芯筒體和壓力容器壁間水進(jìn)入反應(yīng)堆后從堆芯筒體和壓力容器壁間向下流到堆底后轉(zhuǎn)彎向上，將鈾裂變發(fā)出的向下流到堆底后轉(zhuǎn)彎向上，將鈾裂變發(fā)出的熱量帶走，從堆芯上部流出。熱量帶走，從堆芯上部流出。 一次冷卻劑系統(tǒng)主要由蒸汽發(fā)生器、循環(huán)泵、一次冷卻劑系統(tǒng)主要由蒸汽發(fā)生器、循環(huán)泵、穩(wěn)壓器和穩(wěn)壓器泄壓罐等組成。主要功能是維持穩(wěn)壓器和穩(wěn)壓器泄壓罐等組成。主要功能是維持壓力殼內(nèi)的壓力并把熱量從堆芯內(nèi)帶出，在蒸汽壓力殼內(nèi)的壓力并把熱量從堆芯內(nèi)帶出，在蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸

14、汽，供給透平發(fā)電機發(fā)電。發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽，供給透平發(fā)電機發(fā)電。 化容控制系統(tǒng)主要由凈化設(shè)備、容積控制罐、化容控制系統(tǒng)主要由凈化設(shè)備、容積控制罐、硼酸罐及一些泵和熱交換器組成，主要作用是：硼酸罐及一些泵和熱交換器組成，主要作用是：（1 1）連續(xù)對部分冷卻劑進(jìn)行凈化以保持冷卻劑的）連續(xù)對部分冷卻劑進(jìn)行凈化以保持冷卻劑的水質(zhì)和降低冷卻劑的放射性水平；（水質(zhì)和降低冷卻劑的放射性水平；（2 2）向一次冷）向一次冷卻劑補充冷卻劑并補償由于溫度變化引起的冷卻卻劑補充冷卻劑并補償由于溫度變化引起的冷卻劑體積的變化，保持穩(wěn)壓器的水位；（劑體積的變化，保持穩(wěn)壓器的水位；（3 3）調(diào)節(jié)冷）調(diào)節(jié)冷卻劑中硼酸的濃度；（卻

15、劑中硼酸的濃度；（4 4）提供主循環(huán)泵的軸封用）提供主循環(huán)泵的軸封用水等水等。 堆安全系統(tǒng)主要是針對失水事故設(shè)置的，其中包堆安全系統(tǒng)主要是針對失水事故設(shè)置的，其中包括：（括：（1 1）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，由蓄壓水箱注入，）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，由蓄壓水箱注入，高壓注入和低壓注入等系統(tǒng)組成，向堆芯提供應(yīng)急高壓注入和低壓注入等系統(tǒng)組成，向堆芯提供應(yīng)急冷卻；（冷卻；（2 2）安全殼噴淋系統(tǒng)，用來降低事故時安）安全殼噴淋系統(tǒng)，用來降低事故時安全殼內(nèi)的壓力、溫度及空氣中放射性碘和微塵的濃全殼內(nèi)的壓力、溫度及空氣中放射性碘和微塵的濃度；（度；（3 3）余熱去除系統(tǒng)，用于去除停堆后的堆芯）余熱去除系統(tǒng)，用于去除停

16、堆后的堆芯剩余發(fā)熱；（剩余發(fā)熱；（4 4）安全殼內(nèi)空氣循環(huán)過濾系統(tǒng)；（）安全殼內(nèi)空氣循環(huán)過濾系統(tǒng)；（5 5）安全殼隔離系統(tǒng)。）安全殼隔離系統(tǒng)。 燃料操作系統(tǒng)，主要設(shè)備有裝卸料機、運輸小車燃料操作系統(tǒng)，主要設(shè)備有裝卸料機、運輸小車、運輸通道、運輸容器、燃料存放池、存放池水的、運輸通道、運輸容器、燃料存放池、存放池水的冷卻和凈化系統(tǒng)等，作用是進(jìn)行燃料組件的裝卸、冷卻和凈化系統(tǒng)等，作用是進(jìn)行燃料組件的裝卸、存放和發(fā)送等工作。存放和發(fā)送等工作。 二回路透平發(fā)電系統(tǒng)，與火力發(fā)電廠基本相同。二回路透平發(fā)電系統(tǒng)，與火力發(fā)電廠基本相同。但蒸汽壓力較低，蒸汽量較大。但蒸汽壓力較低，蒸汽量較大。 三廢處理系統(tǒng)：（

17、三廢處理系統(tǒng)：（1 1）廢氣處理系統(tǒng)，對于放射）廢氣處理系統(tǒng)，對于放射性微塵（氣溶膠）采用高效過濾器進(jìn)行過濾，對性微塵（氣溶膠）采用高效過濾器進(jìn)行過濾，對于放射性碘通常采用活性炭吸附，對于惰性氣體于放射性碘通常采用活性炭吸附，對于惰性氣體通常采用壓縮貯存或活性炭吸附貯存進(jìn)行衰變。通常采用壓縮貯存或活性炭吸附貯存進(jìn)行衰變。（2 2）廢液處理系統(tǒng)，采用過濾、離子交換、蒸）廢液處理系統(tǒng)，采用過濾、離子交換、蒸發(fā)濃縮的辦法進(jìn)行凈化處理；（發(fā)濃縮的辦法進(jìn)行凈化處理；（3 3）固體廢物，）固體廢物，常采用去污、壓縮，粉碎、焚燒處理，最后裝桶，常采用去污、壓縮，粉碎、焚燒處理，最后裝桶，送往處置庫。送往處置

18、庫。2.3,2.3,壓水堆核電廠的主要參數(shù)壓水堆核電廠的主要參數(shù)表表2.1 壓水堆核電廠的主要參數(shù)壓水堆核電廠的主要參數(shù)參數(shù)名稱參數(shù)名稱單位單位嶺澳核電廠嶺澳核電廠1 1# #、2 2# #機組機組秦山二期核電廠秦山二期核電廠1 1# #、2 2# #機組機組熱功率熱功率MWtMWt2895289519301930電功率電功率MWeMWe900900600600環(huán)路數(shù)環(huán)路數(shù)條條3 32 2主冷卻劑主冷卻劑/ /運行壓力運行壓力（絕對）（絕對）MWaMWa15.515.515.515.5主冷卻劑進(jìn)主冷卻劑進(jìn)/ /出口溫度出口溫度292.4/327.6292.4/327.6292.8/327.22

19、92.8/327.2每條環(huán)路流量每條環(huán)路流量m m3 3/s/s6.616.616.486.48燃料組件數(shù)燃料組件數(shù)盒盒157157121121鈾的總裝量鈾的總裝量T T72.06372.06355.855.8活性區(qū)高度（冷態(tài)）活性區(qū)高度（冷態(tài)）M M3.663.663.6583.658活性區(qū)等效直徑（冷態(tài)）活性區(qū)等效直徑（冷態(tài)）M M2.672.67蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力MpaMpa6.716.718.68.6蒸汽發(fā)生器二次側(cè)溫度蒸汽發(fā)生器二次側(cè)溫度316316（1 1）瞬發(fā)裂變）瞬發(fā)裂變 射線射線U-235U-235每次裂變平均發(fā)出每次裂變平均發(fā)出8.18.10.30.3

20、個個 光子，這些光子帶光子，這些光子帶走的總能量為走的總能量為7.257.250.26MeV0.26MeV，光子的能量在，光子的能量在10KeV10KeV10MeV10MeV之間，平均能量約之間，平均能量約0.9 MeV0.9 MeV。U-235U-235裂變，每瓦的裂裂變，每瓦的裂變次數(shù)為變次數(shù)為3.13.110101010。對于秦山二期核電廠對于秦山二期核電廠1 1# #、2 2# #機組熱功率為機組熱功率為1930MW1930MW的核電的核電廠，因而瞬發(fā)裂變廠，因而瞬發(fā)裂變 的強度：按能量約為的強度：按能量約為1.931.9310109 93.13.1101010107.25=4.347

21、.25=4.3410102020 MeV/s MeV/s；按；按 光子光子數(shù)約為數(shù)約為4.854.8510102020 光子光子/s /s。單位功率瞬發(fā)裂變。單位功率瞬發(fā)裂變 強度約為強度約為2.252.2510101717 MeV/MW.s MeV/MW.s，和，和平均約平均約2.512.5110101717光子光子/MW.s/MW.s。 3,3,核電站的輻射源核電站的輻射源 3.1,3.1,反應(yīng)堆堆芯中的輻射源反應(yīng)堆堆芯中的輻射源3.1.1,3.1.1, 射線射線（2 2）裂變產(chǎn)物發(fā)出的緩發(fā)）裂變產(chǎn)物發(fā)出的緩發(fā) 射線射線U-235U-235裂變產(chǎn)生大量的裂變產(chǎn)物，它們的質(zhì)量數(shù)從裂變產(chǎn)生大量

22、的裂變產(chǎn)物，它們的質(zhì)量數(shù)從7272到到166166，共計，共計300300多種同位素，加上堆芯內(nèi)的活化產(chǎn)物和超多種同位素，加上堆芯內(nèi)的活化產(chǎn)物和超鈾元素，在堆芯內(nèi)總共約有鈾元素，在堆芯內(nèi)總共約有400400種放射性核素。這些裂變種放射性核素。這些裂變產(chǎn)物大多數(shù)是不穩(wěn)定的核，它們在衰變過程中發(fā)出產(chǎn)物大多數(shù)是不穩(wěn)定的核，它們在衰變過程中發(fā)出 射線射線、 射線（有的還發(fā)出中子），混合裂變產(chǎn)物射線（有的還發(fā)出中子），混合裂變產(chǎn)物 射線的能量射線的能量在在10KeV10KeV6.7MeV6.7MeV之間。之間。（3 3）其它）其它 射線射線堆芯中發(fā)的堆芯中發(fā)的 射線，除上兩項之外還有熱中子俘獲射線，除上

23、兩項之外還有熱中子俘獲 ，快中，快中子的非彈性散射子的非彈性散射 、核反應(yīng)產(chǎn)物、核反應(yīng)產(chǎn)物 、活化產(chǎn)物、活化產(chǎn)物 、湮沒輻射、湮沒輻射和軔致輻射等。這些和軔致輻射等。這些 射線在數(shù)量上和所帶走的總能量都射線在數(shù)量上和所帶走的總能量都比前兩項小，但俘獲比前兩項小，但俘獲 和非彈性散射和非彈性散射 可產(chǎn)生在屏蔽體內(nèi)，可產(chǎn)生在屏蔽體內(nèi)，且俘獲且俘獲 的能量很高（的能量很高（6 68MeV8MeV），因而在屏蔽計算時必），因而在屏蔽計算時必須考慮。須考慮。 表表3.13.1給出了給出了U-235U-235裂變裂變單位功率下單位功率下混和裂變產(chǎn)物的混和裂變產(chǎn)物的放射性總活度與輻照時間（即反應(yīng)堆的運行時間

24、）放射性總活度與輻照時間（即反應(yīng)堆的運行時間）和冷卻時間的關(guān)系和冷卻時間的關(guān)系。由該表給出的數(shù)值可知，。由該表給出的數(shù)值可知，長期長期運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度為運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度為1.681.6810101717Bq/MWBq/MW。 表表3.23.2給出了給出了單位功率下單位功率下 射線總強度與輻照時間和射線總強度與輻照時間和冷卻時間的關(guān)系冷卻時間的關(guān)系。在長期運行情況下單位功率裂變在長期運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物產(chǎn)物 射線總強度約為射線總強度約為8.478.4710101010 MeV/W.s MeV/W.s。 表表3.33.3給出了反應(yīng)堆滿功率運行給出了

25、反應(yīng)堆滿功率運行3 3年，停堆后不同冷年，停堆后不同冷卻時間單位功率下卻時間單位功率下U-235U-235裂變的部分裂變產(chǎn)物的活裂變的部分裂變產(chǎn)物的活度。由度。由該表該表給出的數(shù)值可知，大部分核素是短壽命給出的數(shù)值可知，大部分核素是短壽命核素核素，停堆停堆1 1小時后其堆芯內(nèi)的總活度就衰變掉小時后其堆芯內(nèi)的總活度就衰變掉9999以上，停堆以上，停堆1 1年后就只剩下原來的約年后就只剩下原來的約0.06%0.06%。 必須指出的是，表必須指出的是，表3.13.1表表3.33.3給出的數(shù)值是給出的數(shù)值是U-235U-235裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的數(shù)值。而實際上在堆芯內(nèi)還有裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的數(shù)值。而實

26、際上在堆芯內(nèi)還有其它核素的裂變，例其它核素的裂變，例U-238U-238的快中子裂變，的快中子裂變，U-238U-238吸吸收中子后轉(zhuǎn)變成收中子后轉(zhuǎn)變成Pu-239Pu-239的裂變，此外，堆芯中還有結(jié)的裂變，此外，堆芯中還有結(jié)構(gòu)材料在中子作用下產(chǎn)生的放射性活化產(chǎn)物。因而對構(gòu)材料在中子作用下產(chǎn)生的放射性活化產(chǎn)物。因而對于一個實際的核電廠，表于一個實際的核電廠，表3.13.1表表3.33.3給出的數(shù)值只能給出的數(shù)值只能是堆芯輻射源項的近似代表。是堆芯輻射源項的近似代表。 表表3.43.4給出了華能山東島灣核電廠高溫氣冷堆核電站給出了華能山東島灣核電廠高溫氣冷堆核電站示范工程（代號示范工程（代號H

27、TR-PMHTR-PM）堆芯主要核素放射性總量。）堆芯主要核素放射性總量。單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度約為單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度約為1.591.5910101717Bq/MWBq/MW。 3.1.2 3.1.2 中子中子（1 1）瞬發(fā)裂變中子）瞬發(fā)裂變中子u U-235 U-235一次裂變平均放出一次裂變平均放出2.52.5個中子，攜帶的能量約為個中子，攜帶的能量約為5MeV5MeV，中，中子的能量從子的能量從evev量級一直到量級一直到18MeV18MeV，平均能量約平均能量約2 MeV2 MeV。但超過但超過10MeV10MeV的中子攜帶的能量不到總能量的的中子攜帶的能量不到總能量的

28、1%1%，所以一般認(rèn)為中子，所以一般認(rèn)為中子的能量上限為的能量上限為14MeV14MeV。（2 2）其它中子）其它中子u在堆芯發(fā)出的其它中子有：緩發(fā)中子、活化產(chǎn)物中子和光擊（光在堆芯發(fā)出的其它中子有：緩發(fā)中子、活化產(chǎn)物中子和光擊（光核反應(yīng)）中子。緩發(fā)中子是某些裂變產(chǎn)物核反應(yīng)）中子。緩發(fā)中子是某些裂變產(chǎn)物( (例例8787BrBr、8888BrBr、8989BrBr等等) )衰變時放出的中子，每次裂變放出的緩變中子為衰變時放出的中子，每次裂變放出的緩變中子為0.01580.0158個，而且個，而且能量很低。活化產(chǎn)物中子是堆芯中的某些活化產(chǎn)物衰變時放出的能量很低?；罨a(chǎn)物中子是堆芯中的某些活化產(chǎn)物

29、衰變時放出的中子。例中子。例1717O(n,p)O(n,p)1717NN反應(yīng)產(chǎn)生的反應(yīng)產(chǎn)生的1717NN，在衰變時放出，在衰變時放出1 1個能量為個能量為1MeV1MeV的中子。光擊中子是高能的中子。光擊中子是高能 射線引起的射線引起的(,n)(,n)反應(yīng)產(chǎn)生的中子，反應(yīng)產(chǎn)生的中子，但所有這些中子在輻射防護(hù)上意義都不大。但所有這些中子在輻射防護(hù)上意義都不大。u 瞬發(fā)裂變瞬發(fā)裂變 和瞬發(fā)裂變中子，只在反應(yīng)堆運行時才產(chǎn)生。一停堆則消失。和瞬發(fā)裂變中子，只在反應(yīng)堆運行時才產(chǎn)生。一停堆則消失。而其它而其它 和中子輻射在反應(yīng)堆停堆后仍然存在，也是反應(yīng)堆停堆后要繼續(xù)考和中子輻射在反應(yīng)堆停堆后仍然存在，也是

30、反應(yīng)堆停堆后要繼續(xù)考慮的輻射源。還有慮的輻射源。還有 、 、質(zhì)子等輻射，一般不考慮、質(zhì)子等輻射，一般不考慮。3.2 3.2 冷卻劑系統(tǒng)中的放射性冷卻劑系統(tǒng)中的放射性 （一）（一）PWRPWR 在在PWRPWR主冷卻劑水中放射性物質(zhì)的來源為：主冷卻劑水中放射性物質(zhì)的來源為： （1 1）包殼破損的燃料元件裂變產(chǎn)物的泄漏；）包殼破損的燃料元件裂變產(chǎn)物的泄漏； （2 2）燃料元件表面污染的鈾，發(fā)生裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物；）燃料元件表面污染的鈾，發(fā)生裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物； （3 3）冷卻劑回路管道內(nèi)表面、堆內(nèi)構(gòu)件和設(shè)備表面的腐）冷卻劑回路管道內(nèi)表面、堆內(nèi)構(gòu)件和設(shè)備表面的腐蝕產(chǎn)物的活化（一種是先被腐蝕下來的物質(zhì)

31、通過堆芯時被蝕產(chǎn)物的活化（一種是先被腐蝕下來的物質(zhì)通過堆芯時被活化，另一種是堆內(nèi)構(gòu)件先被活化后再被腐蝕下來進(jìn)入冷活化，另一種是堆內(nèi)構(gòu)件先被活化后再被腐蝕下來進(jìn)入冷卻劑）；卻劑）； （4 4）冷卻劑水本身、原有雜質(zhì)及化學(xué)添加物（例如硼、）冷卻劑水本身、原有雜質(zhì)及化學(xué)添加物（例如硼、氫氧化鋰、聯(lián)氨等）的活化。氫氧化鋰、聯(lián)氨等）的活化。 主冷卻劑水的凈化、泄漏，核素的衰變和在設(shè)備表面上主冷卻劑水的凈化、泄漏，核素的衰變和在設(shè)備表面上的沉積會使水中放射性濃度降低。的沉積會使水中放射性濃度降低。3.2.1 3.2.1 主回路中的放射性活度主回路中的放射性活度 表表3.63.6給給出了國標(biāo)出了國標(biāo)GB/T

32、13976-92GB/T13976-92壓水堆核電廠運行工況下壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項的放射性源項中提供的中提供的參考壓水堆核電廠采用參考壓水堆核電廠采用UU型管式蒸型管式蒸汽發(fā)生器時，主冷卻劑水中和二次冷卻劑中各核素的濃度值汽發(fā)生器時，主冷卻劑水中和二次冷卻劑中各核素的濃度值。（參考堆參考堆的主要參數(shù)見講義中的表的主要參數(shù)見講義中的表3.5)3.5)。由表中的數(shù)值可知：。由表中的數(shù)值可知： 1 1）主冷卻劑水中裂變產(chǎn)物的濃度約為主冷卻劑水中裂變產(chǎn)物的濃度約為2.562.5610102 2 MBq/kg MBq/kg，單位功率下的濃度約為；單位功率下的濃度約為；7.537.53101

33、02 2 Bq/W.kgBq/W.kg。 2 2）腐蝕活化產(chǎn)物（包括水和其中雜質(zhì)）的濃度約為）腐蝕活化產(chǎn)物（包括水和其中雜質(zhì)）的濃度約為2.23MBq/kg2.23MBq/kg（除（除N-16N-16外）。外）。 3 3）N-16N-16（來自（來自1616O(n,p)O(n,p)1616NN反應(yīng)）的濃度很高，約為反應(yīng)）的濃度很高，約為1.481.4810103 3 MBq/kg MBq/kg，它發(fā)出的，它發(fā)出的 射線能量很高射線能量很高（6.128MeV6.128MeV和和7.115MeV7.115MeV），這對主冷卻劑系統(tǒng)在堆芯外），這對主冷卻劑系統(tǒng)在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計很重要。的回路屏蔽

34、設(shè)計很重要。 4 4）氚的濃度約為）氚的濃度約為3.703.7010101 1 MBq/kg MBq/kg，它來自，它來自U-235U-235的三的三裂變及化學(xué)添加劑硼和鋰的裂變及化學(xué)添加劑硼和鋰的1010B(n, 2)B(n, 2)3 3HH、6 6Li(n, )Li(n, )3 3HH等等主要反應(yīng)產(chǎn)生。目前還沒有一種代價低廉把它從廢物中去主要反應(yīng)產(chǎn)生。目前還沒有一種代價低廉把它從廢物中去除的方法，在氣態(tài)和液態(tài)流出物中以除的方法，在氣態(tài)和液態(tài)流出物中以HTOHTO的形式排向環(huán)境。的形式排向環(huán)境。 必須指出的是：必須指出的是：1 1）表）表3.63.6給出的數(shù)值只是參考堆的典型值，對于一個具體

35、核電廠必須給出的數(shù)值只是參考堆的典型值，對于一個具體核電廠必須根據(jù)它堆芯和主回路的設(shè)計進(jìn)行計算，得出實際的主冷卻劑水中的放根據(jù)它堆芯和主回路的設(shè)計進(jìn)行計算，得出實際的主冷卻劑水中的放射性濃度。射性濃度。2 2）核電廠工作人員受到的輻射劑量大約）核電廠工作人員受到的輻射劑量大約7070來自于檢修，而檢修時來自于檢修，而檢修時的劑量又主要來自主回路設(shè)備中沉積的腐蝕活化產(chǎn)物量，的劑量又主要來自主回路設(shè)備中沉積的腐蝕活化產(chǎn)物量，特別是特別是Co-Co-6060。因而設(shè)計中設(shè)法降低主冷卻劑水中的腐蝕活化產(chǎn)物濃度十分重因而設(shè)計中設(shè)法降低主冷卻劑水中的腐蝕活化產(chǎn)物濃度十分重要。選低鈷不銹鋼，降低水中要。選低

36、鈷不銹鋼，降低水中Co-60Co-60的活度。的活度。（二）（二）HTRHTR（高溫氣冷堆）（高溫氣冷堆）HTRHTR主回路冷卻劑是氦氣，活化產(chǎn)物不是來源于水對堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料主回路冷卻劑是氦氣，活化產(chǎn)物不是來源于水對堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料（包括元件包殼）腐蝕產(chǎn)物的活化，而是來源于燃料元件包殼石墨和（包括元件包殼）腐蝕產(chǎn)物的活化，而是來源于燃料元件包殼石墨和結(jié)構(gòu)材料石墨中吸附的雜質(zhì)氮、氧等（特別是石墨含有的雜質(zhì)鋰，因結(jié)構(gòu)材料石墨中吸附的雜質(zhì)氮、氧等（特別是石墨含有的雜質(zhì)鋰，因6 6Li(n, )Li(n, )3 3HH反應(yīng)產(chǎn)生的氚是主冷卻劑氦中氚的主要來源）的活化，以反應(yīng)產(chǎn)生的氚是主冷卻劑氦中氚的主要來源）

37、的活化，以及石墨和氦本身的活化，生成的活化產(chǎn)物主要的是及石墨和氦本身的活化，生成的活化產(chǎn)物主要的是C-14C-14、H-3H-3。因而。因而HTRHTR主冷卻劑氦中的活化產(chǎn)物很低，這就較大地降低了檢修時工作主冷卻劑氦中的活化產(chǎn)物很低，這就較大地降低了檢修時工作人員可能受到的劑量。人員可能受到的劑量。表表3.73.7給出了給出了HTR-PMHTR-PM主冷卻劑氦中放射性核素濃度?？偦疃燃s為主冷卻劑氦中放射性核素濃度?？偦疃燃s為5.965.9610101111BqBq，濃度約為，濃度約為8.78.710105 5Bq/LBq/L，單位功率下的裂變產(chǎn)物濃，單位功率下的裂變產(chǎn)物濃度約為；度約為；3.5

38、3.51010-3-3Bq/W.LBq/W.L，大大低于，大大低于PWRPWR。 HTR HTR采用包覆顆粒燃采用包覆顆粒燃料，料，4 4層包覆層（由內(nèi)到外分別是疏松熱解碳層、內(nèi)致密熱解碳層、層包覆層（由內(nèi)到外分別是疏松熱解碳層、內(nèi)致密熱解碳層、碳化硅層、外內(nèi)致密熱解碳層）對裂變產(chǎn)物有很強的阻擋能力。碳化硅層、外內(nèi)致密熱解碳層）對裂變產(chǎn)物有很強的阻擋能力。（三）（三）HWRHWR（重水堆）（重水堆）HWRHWR它的主回路系統(tǒng)包括熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)。熱傳它的主回路系統(tǒng)包括熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)。熱傳輸系統(tǒng)是加壓重水作為冷卻劑，與燃料元件直接接觸，因而輸系統(tǒng)是加壓重水作為冷卻劑，與燃料元件直接

39、接觸，因而冷卻劑重水中的輻射源類似于冷卻劑重水中的輻射源類似于PWRPWR，有裂變產(chǎn)物和腐蝕活，有裂變產(chǎn)物和腐蝕活化產(chǎn)物（包括重水和其中雜質(zhì)的活化）。而慢化劑系統(tǒng)以重化產(chǎn)物（包括重水和其中雜質(zhì)的活化）。而慢化劑系統(tǒng)以重水作為慢化劑，不和燃料元件直接接觸，因而慢化劑重水中水作為慢化劑，不和燃料元件直接接觸，因而慢化劑重水中不含裂變產(chǎn)物，只含有活化產(chǎn)物，特別是重水中的不含裂變產(chǎn)物，只含有活化產(chǎn)物，特別是重水中的2 2H(n,H(n, ) )3 3HH反應(yīng)產(chǎn)生的氚，由于量較大，成為一個重要的內(nèi)反應(yīng)產(chǎn)生的氚，由于量較大，成為一個重要的內(nèi)照射輻射源。照射輻射源。對于對于HWRHWR，除在熱傳輸系統(tǒng)和慢化

40、劑系統(tǒng)中的，除在熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)中的N-16N-16對這對對這對該兩系統(tǒng)在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計很重要之外，還有該兩系統(tǒng)在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計很重要之外，還有 射線射線（特別是（特別是N-16N-16發(fā)出的高能發(fā)出的高能 ）與氘的相互作用會生成光激中）與氘的相互作用會生成光激中子，在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計也很重要。子，在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計也很重要。秦山三期重水堆核電廠熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)中氚的濃度秦山三期重水堆核電廠熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)中氚的濃度分別為：分別為：1.781.7810104 4MBq/kgMBq/kg，3.243.2410106 6MBq/kgMBq/kg，此兩值，此兩值

41、皆比皆比PWRPWR主回路系統(tǒng)中氚的濃度高幾個量級。主回路系統(tǒng)中氚的濃度高幾個量級。 3.2.2 3.2.2 二回路中的放射性活度二回路中的放射性活度 對于對于PWRPWR二回路中的放射性來源于主冷卻劑通過破損的蒸二回路中的放射性來源于主冷卻劑通過破損的蒸汽發(fā)生器換熱管向二回路的泄漏。表汽發(fā)生器換熱管向二回路的泄漏。表3.63.6中給出的二回路爐中給出的二回路爐水和蒸汽中的放射性濃度是基于主冷卻劑向二回路的泄漏率水和蒸汽中的放射性濃度是基于主冷卻劑向二回路的泄漏率為為3.93.91010-4-4kg/skg/s而計算出來的。二回路水和蒸汽中的放射性而計算出來的。二回路水和蒸汽中的放射性活度較低

42、，該活度較低，該表給出的數(shù)值可表給出的數(shù)值可知：知：1 1）水中裂變產(chǎn)物濃度約水中裂變產(chǎn)物濃度約8.458.451010-4-4MBq/kgMBq/kg，腐蝕活化產(chǎn)物濃度約，腐蝕活化產(chǎn)物濃度約1.131.131010- -4 4MBq/kgMBq/kg，氚的濃度約，氚的濃度約3.703.701010-2-2 MBq/kg MBq/kg；2 2）蒸汽中裂變蒸汽中裂變產(chǎn)物濃度約為產(chǎn)物濃度約為4.514.511010-5-5MBq/kgMBq/kg，腐蝕產(chǎn)物濃度約，腐蝕產(chǎn)物濃度約4.484.481010-6-6MBq/kgMBq/kg，氚濃度約，氚濃度約3.703.701010-2-2 MBq/kg

43、 MBq/kg。 對于對于HTRHTR，由于二回路的壓力高于主回路，除了氚在高溫，由于二回路的壓力高于主回路，除了氚在高溫下通過蒸汽發(fā)生器熱管管壁穿透進(jìn)入二回路外，主回路中的下通過蒸汽發(fā)生器熱管管壁穿透進(jìn)入二回路外，主回路中的其它放射性核素難以進(jìn)入二回路，因而對于高溫氣冷堆二回其它放射性核素難以進(jìn)入二回路，因而對于高溫氣冷堆二回路的污染只需考慮氚。路的污染只需考慮氚。 HTR-PM HTR-PM的計算結(jié)果為，在穩(wěn)定運行之后二回路中氚的濃的計算結(jié)果為，在穩(wěn)定運行之后二回路中氚的濃度值約為度值約為3.33.31010-2-2MBq/kgMBq/kg。3.3 3.3 輔助回路中的放射性輔助回路中的放

44、射性 對于對于PWRPWR，在輔助回路中放射性活度較高的是直接與主冷卻，在輔助回路中放射性活度較高的是直接與主冷卻劑系統(tǒng)有關(guān)的部分，即化容控制系統(tǒng)、工藝排水處理系統(tǒng)。劑系統(tǒng)有關(guān)的部分，即化容控制系統(tǒng)、工藝排水處理系統(tǒng)。它們的放射性活度同各凈化設(shè)備（除鹽器、過濾器等）的凈它們的放射性活度同各凈化設(shè)備（除鹽器、過濾器等）的凈化能力、各儲存容器的滯留時間和各種核素的化學(xué)狀態(tài)有關(guān)?；芰?、各儲存容器的滯留時間和各種核素的化學(xué)狀態(tài)有關(guān)。 圖圖3.13.1給出了給出了PWRPWR的典型液體系統(tǒng)方塊圖。的典型液體系統(tǒng)方塊圖。 表表3.83.8給出了相應(yīng)設(shè)備的去污因子（給出了相應(yīng)設(shè)備的去污因子（DFDF）和各

45、設(shè)備入口處的）和各設(shè)備入口處的放射性濃度。放射性濃度。該該表給出的數(shù)值可表給出的數(shù)值可知知，在這些系統(tǒng)中不同設(shè)備，在這些系統(tǒng)中不同設(shè)備中的放射性活度相差較大，其差值可達(dá)約中的放射性活度相差較大，其差值可達(dá)約6 6個量級。其中以凈個量級。其中以凈化除鹽器中的放射性濃度最高，因它直接來自堆容器的主冷化除鹽器中的放射性濃度最高，因它直接來自堆容器的主冷卻劑水，卻劑水，例例在入口處在入口處I-131I-131濃度約濃度約2.02.010100 0kBq/gkBq/g；冷凝液過；冷凝液過濾器入口處的放射性濃度較低，濾器入口處的放射性濃度較低，例例I-131I-131濃度約濃度約5.185.1810-10

46、-6 6kBq/gkBq/g。需指出的是該表中給出的數(shù)值，只是一個典型壓水。需指出的是該表中給出的數(shù)值，只是一個典型壓水堆的數(shù)值，對于一個具體的核電廠則會有不同的數(shù)值，因而堆的數(shù)值，對于一個具體的核電廠則會有不同的數(shù)值，因而該表中給出的數(shù)值只是一個參考。該表中給出的數(shù)值只是一個參考。 對于對于HTRHTR，直接與主冷卻劑系統(tǒng)有關(guān)的部分是氦凈化系統(tǒng)，直接與主冷卻劑系統(tǒng)有關(guān)的部分是氦凈化系統(tǒng)及其它的再生系統(tǒng)。氦凈化系統(tǒng)中的主要設(shè)備有塵埃過濾器及其它的再生系統(tǒng)。氦凈化系統(tǒng)中的主要設(shè)備有塵埃過濾器、電加熱器、氧化銅床、中溫氦、電加熱器、氧化銅床、中溫氦/ /氦熱交換器、水氦熱交換器、水/ /氦冷卻器、

47、氦冷卻器、氣氣/ /水分離器、分子篩床、低溫氦水分離器、分子篩床、低溫氦/ /氦熱交換器和低溫吸附器。氦熱交換器和低溫吸附器。輻射源主要有：塵埃過濾器中主要是碘和顆粒物、氧化銅床輻射源主要有：塵埃過濾器中主要是碘和顆粒物、氧化銅床中主要是惰性氣體、分子篩床中有惰性氣體但更主要的是中主要是惰性氣體、分子篩床中有惰性氣體但更主要的是H-H-3 3和和C-14C-14、低溫吸附器中主要的是惰性氣體。、低溫吸附器中主要的是惰性氣體。 表表3.93.9給出給出HTR-PMHTR-PM氦凈化系統(tǒng)中主要設(shè)備的計算結(jié)果，由氦凈化系統(tǒng)中主要設(shè)備的計算結(jié)果，由該表給出的數(shù)值可知：塵埃過濾器中放射性活度約為該表給出

48、的數(shù)值可知：塵埃過濾器中放射性活度約為3.53.510109 9BQBQ、氧化銅床中約、氧化銅床中約7.97.910108 8BQBQ、分子篩床中約、分子篩床中約7.77.710101212BQBQ（除（除H-3H-3和和C-14C-14外，約為外，約為3.93.910109 9BQBQ）、低溫）、低溫吸附器約吸附器約8.18.110101111BQBQ。3.4 3.4 乏燃料的儲存與運輸系統(tǒng)中的輻射源乏燃料的儲存與運輸系統(tǒng)中的輻射源 核電廠的放射性物質(zhì)主要存在于燃料元件中，除了堆芯之外，其次核電廠的放射性物質(zhì)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運輸容器。是乏燃料存放池和運

49、輸容器。 對于秦山二期核電廠，根據(jù)表對于秦山二期核電廠，根據(jù)表3.13.1和表和表2.12.1給出的參數(shù)，可估算出一爐給出的參數(shù)，可估算出一爐乏燃料的總活度（按運行乏燃料的總活度（按運行3 3年、冷卻年、冷卻1010天考慮）約天考慮）約4 410101919BqBq。每盒燃。每盒燃料組件的總活度約料組件的總活度約3.33.310101717BqBq。因而儲存水池和運輸容器的輻射防。因而儲存水池和運輸容器的輻射防護(hù)問題十分重要。護(hù)問題十分重要。 對于對于HTR-PMHTR-PM，的燃料元件是包覆顆粒球形元件的燃料元件是包覆顆粒球形元件( (直徑直徑6cm),6cm),運行方運行方式是連續(xù)換料，在

50、運行時每個燃料球內(nèi)的放射性活度是不同的。達(dá)到式是連續(xù)換料，在運行時每個燃料球內(nèi)的放射性活度是不同的。達(dá)到燃耗后的燃料球?qū)⒈恍冻觯b入乏燃料球罐，每個罐裝燃耗后的燃料球?qū)⒈恍冻?，裝入乏燃料球罐，每個罐裝5050萬個乏燃料萬個乏燃料球罐。球罐。計算給出計算給出一個最新裝滿乏燃料球的貯存罐中放射性總活度為一個最新裝滿乏燃料球的貯存罐中放射性總活度為9.69.610101717BqBq。 對于對于HTR-PMHTR-PM，涉及到與燃料元件相關(guān)的系統(tǒng)還有燃料球的裝卸系，涉及到與燃料元件相關(guān)的系統(tǒng)還有燃料球的裝卸系統(tǒng)、燃料球的燃耗測量系統(tǒng)、碎燃料球貯存罐、檢修時堆芯中全部卸統(tǒng)、燃料球的燃耗測量系統(tǒng)、碎燃料

51、球貯存罐、檢修時堆芯中全部卸出時燃料球暫存罐等，它們都具有很高的放射性活度。為節(jié)省篇幅，出時燃料球暫存罐等，它們都具有很高的放射性活度。為節(jié)省篇幅，此處不再給出。此處不再給出。 3.5 3.5 三廢處理系統(tǒng)中的放射性三廢處理系統(tǒng)中的放射性 “三廢三廢”處理系統(tǒng)指的是廢汽、廢水、廢固處理系統(tǒng)。這三處理系統(tǒng)指的是廢汽、廢水、廢固處理系統(tǒng)。這三個系統(tǒng)中的放射性來源較復(fù)雜，不同核電廠的放射性水平差別個系統(tǒng)中的放射性來源較復(fù)雜，不同核電廠的放射性水平差別也較大。下面只作一個簡單的介紹。也較大。下面只作一個簡單的介紹。 廢氣處理系統(tǒng)有：含氫廢氣處理系統(tǒng)、含氧廢氣處理系統(tǒng)及廢氣處理系統(tǒng)有：含氫廢氣處理系統(tǒng)、

52、含氧廢氣處理系統(tǒng)及放射性廠房的通風(fēng)系統(tǒng)。其中放射性活度較高的為含氫廢氣貯放射性廠房的通風(fēng)系統(tǒng)。其中放射性活度較高的為含氫廢氣貯罐，它的放射性來源于直接與主冷卻劑相關(guān)系統(tǒng)的除氣。罐，它的放射性來源于直接與主冷卻劑相關(guān)系統(tǒng)的除氣。 廢水處理系統(tǒng)有：工藝疏水處理系統(tǒng)、化學(xué)疏水處理系統(tǒng)、廢水處理系統(tǒng)有：工藝疏水處理系統(tǒng)、化學(xué)疏水處理系統(tǒng)、地面疏水處理系統(tǒng)、洗衣房水和淋浴水處理系統(tǒng)。其中放射性地面疏水處理系統(tǒng)、洗衣房水和淋浴水處理系統(tǒng)。其中放射性活度較大的是工藝疏水系統(tǒng)，它的放射性水平典型值在表活度較大的是工藝疏水系統(tǒng)，它的放射性水平典型值在表3.83.8中作了介紹。中作了介紹。 廢固處理系統(tǒng)（也稱固體

53、廢物處理系統(tǒng)），它處理的廢物有廢固處理系統(tǒng)（也稱固體廢物處理系統(tǒng)），它處理的廢物有：廢樹脂、蒸發(fā)器濃縮液、廢過濾器芯、各種放射性污染物。：廢樹脂、蒸發(fā)器濃縮液、廢過濾器芯、各種放射性污染物。其中放射性活度較高的為前兩種。例秦山二期其中放射性活度較高的為前兩種。例秦山二期1 1# #、2 2# #機組給出機組給出廢樹脂中最大活度的設(shè)計估計值為廢樹脂中最大活度的設(shè)計估計值為2.242.2410101313Bq/mBq/m3 3；嶺澳；嶺澳1 1# #、2 2# #機組最大活度設(shè)計估計值為：廢樹脂機組最大活度設(shè)計估計值為：廢樹脂9 910101212Bq/mBq/m3 3，蒸發(fā)器，蒸發(fā)器濃縮液濃縮液

54、37GBq/m37GBq/m3 3。 4.4.核電廠的輻射危害因素核電廠的輻射危害因素 核電廠的堆芯是一個強大的輻射源。各系統(tǒng)中又核電廠的堆芯是一個強大的輻射源。各系統(tǒng)中又存在著大量的放射性物質(zhì)。輻射照射對工作人員是存在著大量的放射性物質(zhì)。輻射照射對工作人員是一個重要的危害因素。在核電廠各工藝房間內(nèi)的劑一個重要的危害因素。在核電廠各工藝房間內(nèi)的劑量率取決于該房間內(nèi)工藝系統(tǒng)設(shè)備中的放射性活度量率取決于該房間內(nèi)工藝系統(tǒng)設(shè)備中的放射性活度以及屏蔽層的厚度。對于反應(yīng)堆運行時堆本體屏蔽以及屏蔽層的厚度。對于反應(yīng)堆運行時堆本體屏蔽層外的劑量率取決于瞬發(fā)層外的劑量率取決于瞬發(fā)和中子的強度和屏蔽層和中子的強度

55、和屏蔽層的厚度。顯然不同的核電廠差別很大。的厚度。顯然不同的核電廠差別很大。 4.1 4.1 外照射外照射表表4.14.1表表4.54.5列出一些國外列出一些國外PWRPWR核電廠部分系統(tǒng)實測值核電廠部分系統(tǒng)實測值。 表表4.14.1給出了安全殼內(nèi)主要區(qū)域的輻射水平。由該表給出給出了安全殼內(nèi)主要區(qū)域的輻射水平。由該表給出的數(shù)值可知，在安全殼內(nèi)各主要區(qū)域內(nèi)的輻射水平很高，的數(shù)值可知，在安全殼內(nèi)各主要區(qū)域內(nèi)的輻射水平很高，例在操作大廳內(nèi)即使在停堆后的照射量率仍高達(dá)例在操作大廳內(nèi)即使在停堆后的照射量率仍高達(dá)0.20.220mR/h20mR/h。 表表4.24.2給出了停堆后蒸汽發(fā)生器表面的劑量率水平

56、，由該給出了停堆后蒸汽發(fā)生器表面的劑量率水平，由該表給出的數(shù)值可知，蒸汽發(fā)表面的劑量率水平一般在幾十表給出的數(shù)值可知，蒸汽發(fā)表面的劑量率水平一般在幾十幾百幾百mR/hmR/h。 需說明的是，在局部地方由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積需說明的是，在局部地方由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積，會形成很強放射性，會形成很強放射性“熱點熱點”。美國電力研究所（。美國電力研究所（EPRIEPRI）測量了測量了1313個堆的蒸汽發(fā)生器端頭內(nèi)部管板附近的照射量率個堆的蒸汽發(fā)生器端頭內(nèi)部管板附近的照射量率，表明運行幾年后照射量率近似為，表明運行幾年后照射量率近似為20209R/h9R/h，其主要核素，其主要核素是是Co-5

57、8Co-58、Co-60Co-60，它們占總照射量率的，它們占總照射量率的8080左右。左右。 這種這種“熱點熱點”在與主冷劑相連的設(shè)備上也有，例主循環(huán)在與主冷劑相連的設(shè)備上也有，例主循環(huán)泵停堆后表面照射量率一般為停堆后主循環(huán)泵表面照射量泵停堆后表面照射量率一般為停堆后主循環(huán)泵表面照射量率一般為率一般為幾幾1010-2-2R/hR/h量級，但量級，但Robinson2Robinson2號堆檢修時曾測號堆檢修時曾測得泵的葉輪表面照射量率為得泵的葉輪表面照射量率為12R/h12R/h，葉輪螺帽為，葉輪螺帽為30R/h30R/h。 表表4.34.3給出了化容控制系統(tǒng)混合床離子交換柱的輻射水平，給出了

58、化容控制系統(tǒng)混合床離子交換柱的輻射水平，由該表給出的數(shù)值可知，在閥門操作走廊的照射量率也可達(dá)由該表給出的數(shù)值可知，在閥門操作走廊的照射量率也可達(dá)0.00250.00250.02R/h0.02R/h之間。在電站之間。在電站B B第二次離子交換柱的下面第二次離子交換柱的下面，高達(dá)，高達(dá)20R/h20R/h。 表表4.44.4給出了各種過濾器的輻射水平。由該表給出的數(shù)值可給出了各種過濾器的輻射水平。由該表給出的數(shù)值可知，對于不同過濾器的輻射水平不同。堆冷卻水過濾器的輻知，對于不同過濾器的輻射水平不同。堆冷卻水過濾器的輻射水平最高，實測到的最大值為射水平最高，實測到的最大值為200 R/h200 R/

59、h。 表表4.54.5給出了一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平。從該表給給出了一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平。從該表給出的數(shù)值來看，出的數(shù)值來看，PWRPWR一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平，一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平，在不同地方差別很大，最高與最低值之間的差別可高達(dá)在不同地方差別很大，最高與最低值之間的差別可高達(dá)5 5個個量級左右。其中容積控制罐處的輻射水平很高，運行時最高量級左右。其中容積控制罐處的輻射水平很高，運行時最高值可達(dá)值可達(dá)2 2 10105 5 mR/h mR/h，停堆后仍達(dá)，停堆后仍達(dá)300mR/h300mR/h。從表從表4.14.1表表4.54.5給出的數(shù)值可得出以下幾點結(jié)論

60、：給出的數(shù)值可得出以下幾點結(jié)論：（1 1）在）在PWRPWR各設(shè)備所在場所內(nèi)輻射水平很高，但輻射各設(shè)備所在場所內(nèi)輻射水平很高，但輻射水平變化范圍差別很大，高達(dá)水平變化范圍差別很大，高達(dá)5 5個量級以上；個量級以上；（2 2）由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積，在局部地方會形）由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積，在局部地方會形成很強放射性成很強放射性“熱點熱點”，“熱點熱點”處的輻射水平比其處的輻射水平比其它地方處的高幾個量級；它地方處的高幾個量級；（3 3）主冷卻劑水中雜質(zhì)沉積的核素主要是）主冷卻劑水中雜質(zhì)沉積的核素主要是Co-58Co-58、Co-Co-6060，它們對總照射量率的貢獻(xiàn)約，它們對總照射量率的