核電廠輻射防護(hù)第4章與

第4章核電廠輻射與防護(hù)

4.1概述4.2核電廠的輻射源4.3核電廠的輻射危害4.4降低工作人員受照的防護(hù)措施4.5降低公眾受照的防護(hù)措施

商運(yùn)核電站建設(shè)中國(guó)家發(fā)改委同意開(kāi)展前期工作南海諸島紅沿河核電站海陽(yáng)核電站

田灣核電站秦山第二核電站秦山核電站三門(mén)核電站秦山第三核電站福清核電站臺(tái)灣省大亞灣核電站嶺東核電站臺(tái)山核電站陽(yáng)江核電站寧德核電站嶺澳核電站防城港核電站海南昌江核電站我國(guó)核電廠分布圖多種核電技術(shù)共存EPRAP1000CANDU高溫氣冷堆自主設(shè)計(jì)的30萬(wàn)、60萬(wàn)千瓦機(jī)組二代改進(jìn)型

核電廠簡(jiǎn)介核電廠的輻射防護(hù)限值4.1概述一、核電廠簡(jiǎn)介核電廠實(shí)際就相當(dāng)于：核反應(yīng)堆代替常規(guī)鍋爐，以核燃料取代普通燃料的熱力發(fā)電廠。反應(yīng)堆（reactor）是一個(gè)進(jìn)行可控核裂變反應(yīng)，從而將核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿难b置。核燃料在反應(yīng)堆中進(jìn)行核裂變的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。1.幾種主要的反應(yīng)堆型壓水堆

pressurizedwaterreactor沸水堆

boilingwaterreactor重水堆

heavywaterreactor高溫氣冷堆

high-temperaturegascoolingreactor快中子增殖堆

fastbreedingreactor研究堆ResearchReactor水水壓水堆核電站工作原理

PressurizedWaterReactor(PWR)壓力容器穩(wěn)壓器主泵主管道蒸發(fā)器汽輪機(jī)發(fā)電機(jī)冷凝器輸配電二回路一回路基本參數(shù)：一回路：壓力154bar,高壓水二回路：壓力~55bar,出口飽和蒸汽蒸汽壓水堆的主要特性核燃料fuel

低濃縮鈾low-enricheduranium，~2％富集度enrichment慢化劑moderator輕水lightwater冷卻劑coolant輕水lightwater回路loop：二個(gè)回路壓力pressure：一回路：15.4Mpa，二回路：~5.5Mpa一回路水保持在不發(fā)生整體沸騰二回路為蒸發(fā)器出口飽和蒸汽蒸汽溫度steamtemperature：飽和蒸汽saturatedsteam換料refueling：12個(gè)月18個(gè)月壓水堆是上國(guó)際上使用最廣泛的堆型法國(guó)在運(yùn)行的核電站都是壓水堆核電站廠房安全殼廠房汽輪發(fā)電機(jī)廠房一回路輔助廠房主控室乏燃料池汽水分離再加熱器硼酸箱換料水池除氧器核電站廠房

2.核電廠的主要設(shè)備（以壓水堆為例）壓力容器

pressurevessel主冷卻劑泵（主泵）coolantpump蒸汽發(fā)生器

steamgenerator穩(wěn)壓器

pressurizer主管道

mainpipe汽輪發(fā)電機(jī)機(jī)組

steamturbineandgenerator汽輪機(jī)

steamturbine發(fā)電機(jī)generator冷凝器

condenser反應(yīng)堆壓力容器

ReactorPressureVessel秦山核電二期壓力容器嶺澳核電站堆內(nèi)構(gòu)件冷卻劑泵（主泵）

CoolantPump(MainPump)飛輪電機(jī)電機(jī)軸泵軸冷卻劑入口冷卻劑出口嶺澳核電站主泵蒸汽發(fā)生器steamgenerators

U型傳熱管U-typetubebundle

汽水分離器steamseparator

給水入口feedwaterintake

環(huán)形下降通道干燥器dryer秦山二期蒸發(fā)器實(shí)物嶺澳東方鍋爐廠秦山三期秦山二期蒸發(fā)器穿管－嶺澳穩(wěn)壓器Pressurizer電加熱器ElectricalHeater

噴淋spray

嶺澳核電站秦山二期核電站主管道MainPipe汽輪發(fā)電機(jī)機(jī)組

SteamTurbineandGenerator汽輪機(jī)和發(fā)電機(jī)系統(tǒng)汽輪機(jī)Turbine

高壓缸低壓缸發(fā)電機(jī)Generator冷凝器Condenser組裝中的冷凝器二、核電廠的輻射防護(hù)限值依據(jù)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)，放射性工作人員受照的基本限值，全身均勻照射每年為0.02Sv。實(shí)際上工作人員所受照射遠(yuǎn)低于此限值。根據(jù)調(diào)查，近十幾年各國(guó)核電廠工作人員的平均年劑量當(dāng)量為4.1mSv。1.工作人員的劑量限值依據(jù)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)，廣大居民受照的基本限值，每年不超過(guò)1mSv，不到天然輻射的二分之一。各國(guó)環(huán)保部門(mén)提出的管理限值和核工業(yè)管理部門(mén)提出的設(shè)計(jì)目標(biāo)值比這一數(shù)值還要嚴(yán)格。我國(guó)有關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定，在正常運(yùn)行情況下，每座核電廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對(duì)公眾中任何人造成的年有效劑量當(dāng)量應(yīng)小于0.25mSv/a。2.正常運(yùn)行條件下公眾的劑量限值從原則上講，不允許出現(xiàn)任何導(dǎo)致居民遭受大量照射的事故，因而國(guó)際放射防護(hù)委員會(huì)沒(méi)有對(duì)此作出規(guī)定。為了廠址評(píng)價(jià)、制定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故或應(yīng)急事故時(shí)參考，不少國(guó)家都規(guī)定了事故情況下公眾的劑量限值。措施干預(yù)劑量（mSv或mGy）全身肺、甲狀腺或其他

主要的單個(gè)器官隱蔽5-5050-500服穩(wěn)定性碘50-500撤離50-500500-50003.事故情況下公眾的劑量放射性來(lái)源裂變產(chǎn)物的行為輻射特征4.2核電廠的輻射源一、放射性來(lái)源（1）裂變產(chǎn)物；（2）錒系元素。238U連續(xù)俘獲中子形成超軸元素，它們發(fā)射α射線和γ射線；

（3）活化產(chǎn)物。主系統(tǒng)結(jié)構(gòu)材料和主冷卻劑原子吸收中子后形成活化核素。1.分類(lèi)經(jīng)過(guò)一段時(shí)間的運(yùn)行后有上千種放射性。放射性裂變產(chǎn)物按半衰期可以粗略地分為三類(lèi)第一類(lèi)是短半衰期的，它們的半衰期不到1小時(shí)；第二類(lèi)是中等半衰期的，它們具有以小時(shí)或天計(jì)的半衰期；第三類(lèi)是長(zhǎng)半衰期的裂變產(chǎn)物，它們?cè)诙褍?nèi)的積累近似正比于運(yùn)行時(shí)間，這類(lèi)產(chǎn)物在核電廠安全，尤其是在環(huán)境問(wèn)題中受到人們的重視。二、裂變產(chǎn)物的行為2.產(chǎn)生量

堆內(nèi)各種裂變產(chǎn)物的量是一個(gè)極為重要的參數(shù)。如果已知堆的功率、運(yùn)行時(shí)間、各種產(chǎn)物的總產(chǎn)額以及反應(yīng)堆冷卻時(shí)間（指停堆后所經(jīng)過(guò)的時(shí)間），則堆內(nèi)某一種裂變產(chǎn)物的總量就可以粗略地用下述公式計(jì)算：

A（T、t）=P·f（1-e-λT）e-λt式中，A（T、t）——在運(yùn)行時(shí)間為T(mén)天冷卻時(shí)間為t天時(shí)，堆內(nèi)某放射性裂變產(chǎn)物的放射性活度，Bq；

P——反應(yīng)堆額定功率條件下每秒的裂變次數(shù)，已知平均每瓦功率每秒發(fā)生3.1×1010次裂變；

f——該種裂變產(chǎn)物的總產(chǎn)額；

λ——該種裂變產(chǎn)物的放射性衰變常數(shù)，1/天。2.產(chǎn)生量

在反應(yīng)堆運(yùn)行期間，對(duì)于133Xe、131I等半衰期較短的核素，如果輻照時(shí)間長(zhǎng)于其半衰期，其活度可達(dá)到平衡狀態(tài)，此時(shí)t=0。

A=P·f

而對(duì)于90Sr和137Cs等半衰期較長(zhǎng)的核素，如果半衰期明顯長(zhǎng)于輻照時(shí)間，則其活度將隨時(shí)間線性增長(zhǎng)。

A=PfλT

3.釋放（1）泄漏第一種泄漏機(jī)制是元件外表面沾污的微量鈾在中子轟擊下裂變，裂變產(chǎn)物核反沖進(jìn)入冷卻劑?？偦疃入S功率線性增長(zhǎng)。第二種泄漏機(jī)制為擴(kuò)散。芯塊內(nèi)裂變產(chǎn)物核從生成點(diǎn)遷徙到元件包殼上已經(jīng)存在的缺陷處而進(jìn)入冷卻劑。第三種泄漏機(jī)制是所謂平衡釋放，其釋放時(shí)間比核素半衰期長(zhǎng)得多。這種釋放往往是通過(guò)元件包殼上的砂眼進(jìn)行的。3.釋放

（2）過(guò)熱條件下的釋放

當(dāng)燃料溫度從700℃上升到1100℃時(shí)，由于內(nèi)壓增加而包殼材料強(qiáng)度下降，包殼很容易破損。包殼破捐的瞬間，元件間隙內(nèi)和貯氣腔內(nèi)的裂變氣體就會(huì)釋入冷卻劑，這叫做間隙釋放。4.裂變產(chǎn)物在電廠內(nèi)的遷移

進(jìn)入主系統(tǒng)的裂變產(chǎn)物可能從破口漏出，或被過(guò)濾器和凈化系統(tǒng)去除，或沉積在主系統(tǒng)環(huán)路的內(nèi)表面。溶解在冷卻劑中的惰性氣體主要在化容系統(tǒng)的容積控制箱中被去除。其他裂變產(chǎn)物通常以離子態(tài)出現(xiàn)在冷卻劑中，也可能形成膠質(zhì)氧化物粒子，其中絕大部分滯留在主系統(tǒng)內(nèi)，并為化容系統(tǒng)的過(guò)濾器所清除，少量的以氣溶膠形式進(jìn)入氣相。當(dāng)主系統(tǒng)發(fā)生破損時(shí)，氣相或氣載放射性就會(huì)進(jìn)入安全殼。1.反應(yīng)堆本體（1）正常運(yùn)行中①γ輻射源235U每次裂變平均放出8.1個(gè)γ光子，這些瞬發(fā)γ帶走的總能量為約7.25MeV，約釋放6.8MeV的緩發(fā)γ能量,能量在10keV到10MeV之間。其他γ輻射源包括熱中子俘獲γ射線，快中子非彈性散射γ射線，湮沒(méi)輻射和軔致輻射等，其數(shù)量和所帶的總能量都沒(méi)有前兩項(xiàng)大，但俘獲γ和非彈性散射γ可產(chǎn)生在屏蔽體內(nèi)，而且俘獲γ的能量很高（6~8MeV），在屏蔽計(jì)算時(shí)必須予以考慮。三、輻射特征②中子源中子源是裂變中子。裂變中子有兩個(gè)特點(diǎn)，一個(gè)是只限于堆內(nèi)，一個(gè)是只限于堆運(yùn)行時(shí)。

瞬發(fā)裂變中子的能量范圍從eV級(jí)一直到18MeV，但超過(guò)10MeV的中子所攜帶的能量不到總能量的1％，所以一般認(rèn)為中子能量的上限為14MeV。此外還有緩發(fā)中子，活化產(chǎn)物中子和光致中子，能在停堆后一個(gè)短時(shí)間內(nèi)存在，但產(chǎn)生的量不大。緩發(fā)中子是裂變產(chǎn)物衰變時(shí)放出的中子，每次裂變放出的緩發(fā)中子只有0.0158個(gè)，且能量較低。以水作冷卻劑時(shí)的活化產(chǎn)物中子主要是17O（n，p）17N反應(yīng)產(chǎn)生的，17N衰變時(shí)放出一個(gè)能量為1MeV的中子。（2）停堆后停堆后主要輻射源是裂變產(chǎn)物和活化產(chǎn)物衰變時(shí)放出的γ輻射。除了重水堆由于光致中子會(huì)維持一定水平的次臨界鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，在短時(shí)間（如24小時(shí)內(nèi)）會(huì)有一些中子輻射外，其他堆基本上沒(méi)有中子輻射。不同運(yùn)行時(shí)間和不同衰變時(shí)間下裂變產(chǎn)物γ輻射強(qiáng)度是不同的。反應(yīng)堆內(nèi)一切材料（鋼、水、鋯、鋁等）在中子輻照下都會(huì)由于活化而帶有放射性。其中有些部件，如燃料組件、控制棒、冷卻劑及慢化劑等，會(huì)帶出堆外，有些部件則留在堆內(nèi)。（2）停堆后一般把γ輻射分為七個(gè)能區(qū)：（3）事故時(shí)

反應(yīng)堆發(fā)生事故時(shí)會(huì)有部分裂變產(chǎn)物釋放到堆外：①惰性氣體（主要是Kr和Xe）它們的化學(xué)性質(zhì)不活潑。②鹵素是氣態(tài)的或揮發(fā)性很強(qiáng)的裂變產(chǎn)物，很容易從燃料元件中逸出。這組元素中以131I的放射學(xué)影響最大、釋放到環(huán)境中會(huì)造成蔬菜、牧草以及牛奶的污染。③碲（包括硒和銻），也具有揮發(fā)性，主要核素是132Te，沉積在地面上，衰變后變成132I。④堿金屬（Rb，Cs），具有揮發(fā)性，其中銫的危害更大些，主要是134Cs和137Cs,它們沉積在地面和植物上。⑤堿土金屬（Sr、Ba），不易揮發(fā)。⑥惰性金屬（Ru、Rh、Pd、Mo、Tc），不易揮發(fā)，但其氧化物有一定的揮發(fā)性。⑦稀土族及錒系元素，這兩族元素都不易揮發(fā)。2.冷卻劑系統(tǒng)

冷卻劑內(nèi)含有的放射性物質(zhì)可分為兩部分：冷卻劑本身的活化產(chǎn)物、冷卻劑內(nèi)原有雜質(zhì)的活化產(chǎn)物、冷卻回路管道和堆芯內(nèi)設(shè)備表面腐蝕產(chǎn)物的活化產(chǎn)物；燃料包殼破損時(shí)由元件逸出的裂變產(chǎn)物、燃料包殼表面和其他結(jié)構(gòu)材料表面雜質(zhì)中鈾的裂變產(chǎn)物。（1）主冷卻回路

不同堆型的活化產(chǎn)物組成不同，對(duì)于水冷堆，主要的活化產(chǎn)物有16N、17N、19O、18F等，

在重水堆中，由于氘核的活化，3H是個(gè)很重要的活化產(chǎn)物。

在壓水堆中，由于水中含有較高濃度的硼，3H也是一個(gè)重要的核素。此外，這兩種水堆中還有鈷-60、鈷-58、鐵-59、錳-54、鉻-51、鋅-65以及鋯-95、鈮-95、銀-110m、銻-124、鈷-57、錫-113、錫-117m等。冷卻劑中裂變產(chǎn)物的含量，與包殼的材料、反應(yīng)堆的運(yùn)行方式有關(guān)。對(duì)于輕水堆，在設(shè)計(jì)中，一般假定額定功率時(shí)有1％燃料的包殼破損，但由于燃料制造工藝的不斷改進(jìn)，實(shí)際的燃料包殼破損率只有萬(wàn)分之一到萬(wàn)分之二。（1）主冷卻回路輔助回路液體中的放射性濃度與凈化設(shè)備（除鹽塔、過(guò)濾器）的凈化能力及在各個(gè)儲(chǔ)存容器的滯留時(shí)間有關(guān)。（2）輔助回路3.乏燃料的貯存與運(yùn)輸

核電廠的放射性物質(zhì)主要存在于燃料元件內(nèi)。就放射性水平而言，除了堆芯外，其次就是乏燃料存放池及燃料運(yùn)輸容器。4.廢物處理系統(tǒng)

廢物處理系統(tǒng)本身的放射性水平與其工作時(shí)間和處理的對(duì)象的放射性水平有關(guān)。工作人員的職業(yè)照射對(duì)環(huán)境的影響核電廠的輻射事故4.3核電廠的輻射危害1.核電廠內(nèi)的輻射水平一、工作人員的職業(yè)照射(1)堆容器堆容器與一次屏蔽環(huán)隙間活性區(qū)高度附近照射量率為2.3-3.1mC/(kg.h)；在容器底部的照射量率為0.103-0.387mC/(kg.h)；在集水坑附近為0.0206-0.0387mC/(kg.h)；布置在這個(gè)區(qū)域的中子探測(cè)器表面照射量率可達(dá)0.516-1.29mC/(kg.h)。1.核電廠內(nèi)的輻射水平(2)蒸汽發(fā)生器蒸汽發(fā)生器表面的照射率一般為0.01-0.1mC/(kg.h)

。由于一回路水中雜質(zhì)的沉淀，在局部地方會(huì)形成強(qiáng)放射性熱點(diǎn)。測(cè)量入孔蓋板的墊圈表明，核素主要是58Co、60Co，它們占總照射量的80%左右。(3)主循環(huán)泵停堆后主循環(huán)泵表面大照射量率一般為0.01mC/(kg.h)

。個(gè)別部位會(huì)出現(xiàn)熱點(diǎn)。(4)一回路管道一回路管道表面照射率約為0.01-0.1mC/(kg.h)

。由于懸浮物的沉積，在管道斷面的低部的照射量率比頂部要高。在拐彎及接口部位有熱點(diǎn)。(5)混合離子交換柱主設(shè)備及房間的輻射水平如表4-3-2所示，其中電站B第二次測(cè)量是在堆內(nèi)部分燃料包殼破損時(shí)測(cè)得的。(6)燃料元件操作停堆后三天，距一個(gè)輕水堆燃料組件1米處的照射量率約為0.027C/(kg.h)在4米以下的水中儲(chǔ)存時(shí)，照射量率為2.58×10-4C/(kg.h)

；在裝卸料機(jī)構(gòu)上部，照射量率小于或等于2.58×10-6C/(kg.h)。2.核電廠內(nèi)職業(yè)照射大亞灣1994-2002年個(gè)人外照射劑量監(jiān)測(cè)結(jié)果（含承包商）年份被監(jiān)測(cè)人數(shù)N年集體劑量S（人·Sv）年人均劑量（mSv）年最大個(gè)人劑量（mSv）大修集體劑量（人·Sv）及占總集體劑量的百分比（％）199432340.4270.134.730.181（42.4）199524991.9870.8010.341.628（81.9）199620321.6680.8212.101.560（93.5）199721531.5760.7420.741.401（88.9）199820581.3380.658.301.131（84.5）199922411.3320.5910.351.181（88.7）200021211.1340.538.150.919（86.3）200122401.3660.6136.301.225（89.7）200219310.7360.386.520.592（80.5）合計(jì)2050911.5640.5636.309.878（85.4）大亞灣1994-2002年主要工種工作人員的年人均劑量（mSv）工種運(yùn)行機(jī)械服務(wù)儀表電氣輻射防護(hù)技術(shù)支持管理機(jī)械檢修承包商現(xiàn)場(chǎng)服務(wù)承包商在役檢查承包商其它19940.160.220.250.070.010.610.020.210.310.200.0419950.370.751.330.180.040.850.181.511.890.590.1319960.310.780.990.300.040.570.071.771.550.510.2319970.561.320.940.270.050.590.091.301.710.590.2619980.411.330.640.280.040.640.101.171.130.500.3019990.460.910.900.290.020.390.151.071.340.610.2220000.370.860.780.180.030.310.090.961.190.440.2420010.350.970.460.190.020.100.101.171.090.560.1420020.340.420.410.070.020.090.090.720.850.360.16二、對(duì)環(huán)境的影響1.排到大氣中的放射性物質(zhì)主要有裂變氣體（Kr和Xe）、活化氣體（14C和41Ar）、碘、微塵和氚。2.排到水體中的放射性物質(zhì)主要有裂變產(chǎn)物、活化產(chǎn)物和氚。1級(jí)-異常2級(jí)-事件3級(jí)-重大事件4級(jí)-無(wú)明顯場(chǎng)外風(fēng)險(xiǎn)事故5級(jí)-具有場(chǎng)外風(fēng)險(xiǎn)的事故6級(jí)-重大事故7級(jí)-特大事故三、核電廠的輻射事故事件分級(jí)的三個(gè)主要準(zhǔn)則——

場(chǎng)外影響、場(chǎng)內(nèi)影響和縱深防御降級(jí)級(jí)別和說(shuō)明準(zhǔn)則場(chǎng)外影響場(chǎng)內(nèi)影響縱深防御降級(jí)7特大事故大量釋放廣泛的健康和環(huán)境影響6嚴(yán)重事故明顯釋放全面實(shí)施當(dāng)?shù)貞?yīng)急計(jì)劃5有場(chǎng)外危險(xiǎn)的事故有限釋放部分實(shí)施當(dāng)?shù)匾患?jí)計(jì)劃堆芯嚴(yán)重?fù)p壞4主要在設(shè)施內(nèi)的事故少量釋放公眾受到規(guī)定限制量級(jí)的照射部分堆芯損壞對(duì)工作人員有急性健康效應(yīng)3嚴(yán)重事件極小量釋放公眾受到小部分規(guī)定限制的照射嚴(yán)重污染工作人員受到過(guò)量照射接近事故——喪失縱深防御措施2事件具有潛在安全后果的事件1異常偏離規(guī)定的功能范圍0低于本表級(jí)別安全上無(wú)重要意義事件分級(jí)的三個(gè)主要準(zhǔn)則——

場(chǎng)外影響、場(chǎng)內(nèi)影響和縱深防御降級(jí)作業(yè)：?jiǎn)柎痤}：1、壓水堆核電站的工作原理？2、壓水堆核電站的主要設(shè)備？3、放射性裂變產(chǎn)物的分類(lèi)？4、核電廠堆芯的輻射源？5、一回路放射性核素的來(lái)源及主要成分？6、核電廠事故分級(jí)？填空題：1、核電廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對(duì)公眾造成的年有效劑量應(yīng)小于（）2、反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)，主要的中子源是（）3、反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)，主要的γ源是（）和（）4、事故時(shí)，裂變產(chǎn)物的釋放量與堆內(nèi)（）和（）的累積量有關(guān)判斷題：1、4級(jí)核事故是具有廠外風(fēng)險(xiǎn)的事故。分區(qū)與出入控制屏蔽通風(fēng)降低輻射源活度放射性物質(zhì)的包容計(jì)劃、組織與訓(xùn)練4.4降低工作人員受照

的防護(hù)措施1.場(chǎng)所分區(qū)一、分區(qū)與出入控制

為了防止無(wú)關(guān)人員進(jìn)入輻射區(qū)和防止污染的擴(kuò)散，原則上可以把房間分為控制區(qū)、監(jiān)督區(qū)和非限制區(qū)。在控制區(qū)內(nèi)，工作人員每年接受的照射將超過(guò)年有效劑量限值的3/10；在監(jiān)督區(qū)內(nèi)，工作人員每年接受的照射一般不超過(guò)年效劑量限值的3/10；在非限制區(qū)內(nèi)，工作人員每年接受的照射一般不應(yīng)超過(guò)年效劑量限值的1/10?？刂茀^(qū)為核電廠需要或可能需要專(zhuān)門(mén)的輻射防護(hù)手段或安全措施的工作場(chǎng)所。監(jiān)督區(qū)為控制區(qū)外圍需要定期進(jìn)行輻射監(jiān)測(cè)的適當(dāng)區(qū)域。非限制區(qū)為在控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)以外一般不需要進(jìn)行輻射監(jiān)測(cè)的其他區(qū)域。在控制區(qū)內(nèi)，根據(jù)輻射水平和污染水平的高低，再進(jìn)一步劃分為幾個(gè)子區(qū)，輻射和污染水平越高，越要嚴(yán)格控制在該區(qū)內(nèi)的工作。確定控制區(qū)的邊界時(shí)，應(yīng)考慮輻射風(fēng)險(xiǎn)的類(lèi)型、預(yù)計(jì)的正常照射水平、潛在照射的可能性和大小以及所需要的防護(hù)手段與安全措施的性質(zhì)和范圍。應(yīng)當(dāng)在控制區(qū)及其各子區(qū)的出入口處或其他適當(dāng)位置設(shè)立醒目的、符合有關(guān)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的輻射警告標(biāo)志。在輻射水平或污染水平較高的子區(qū)的入口處應(yīng)標(biāo)示子區(qū)的類(lèi)別，并給出相應(yīng)的輻射水平或污染水平等信息。在控制區(qū)入口處應(yīng)根據(jù)需要提供防護(hù)衣具、監(jiān)測(cè)設(shè)備和個(gè)人衣物儲(chǔ)貯存柜。2.控制區(qū)管理

核電廠輻射防護(hù)部門(mén)應(yīng)定期進(jìn)行控制區(qū)輻射水平或污染水平的監(jiān)測(cè)和評(píng)價(jià)，確定控制區(qū)內(nèi)各區(qū)域的輻射水平和污染水平是否發(fā)生變化，如果輻射水平或污染水平已經(jīng)明顯變化，則應(yīng)當(dāng)考慮：

1)采取措施降低輻射水平和污染水平；

2)如果需要，重新劃分控制區(qū)子區(qū)或改變子區(qū)的邊界；

3)增加或改進(jìn)防護(hù)手段或安全措施。1.反應(yīng)堆屏蔽的特點(diǎn)二、屏蔽（1）輻射源的情況比較復(fù)雜活度大、能量范圍寬、存在中子和γ射線以及中子的次級(jí)γ射線。堆在運(yùn)行時(shí)和停止時(shí)輻射源的類(lèi)型、活度和能譜特性差別很大。（2）屏蔽要求不同工藝上要求防止設(shè)備的輻射損傷，防止材料的活化，防止屏蔽材料的發(fā)熱等。輻射安全上則需要根據(jù)工作人員接近設(shè)備的頻率和時(shí)間，確定不同輻射水平，分區(qū)進(jìn)行屏蔽設(shè)計(jì)。（3）屏蔽設(shè)計(jì)復(fù)雜要根據(jù)不同對(duì)象和要求采取不同形式的屏蔽。如整體屏蔽，部分屏蔽，陰影屏蔽等；要考慮管道貫穿，特別是通風(fēng)管道穿過(guò)屏蔽墻所造成的局部薄弱地點(diǎn)；要考慮縫隙漏束造成的局部高輻射地點(diǎn)；要考慮出入口的屏蔽形式，如迷宮或防護(hù)門(mén)；要考慮屏蔽層中的次級(jí)γ射線及屏蔽層發(fā)熱問(wèn)題等（4）屏蔽材料選擇要根據(jù)輻射源(中子或γ)選用不同屏蔽材料，對(duì)于堆本體，常選用鋼、水屏蔽，對(duì)于冷卻劑及輔助系統(tǒng)，則常用混凝土。2.核電廠的屏蔽（1）堆本體屏蔽堆本體屏蔽也稱一次屏蔽。在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)中一般采用兩級(jí)屏蔽的設(shè)計(jì)思想。壓水堆堆本體屏蔽是由壓力容器內(nèi)的多層鋼、水屏蔽和周?chē)窦s兩米的環(huán)形混凝土墻構(gòu)成的。鋼水屏蔽分別是堆芯隔板、堆芯筒體、熱屏蔽、壓力容器以及中間的水層。（2）主冷卻回路的屏蔽主冷卻回路屏蔽也稱二次屏蔽。二次屏蔽包括主冷卻回路周?chē)沫h(huán)形吊車(chē)承重墻及其上部的水泥操作地板。主冷卻回路的主要輻射源是16N，二次屏蔽的目的就是把它的輻射減弱到安全水平，同時(shí)保證反應(yīng)堆滿功率運(yùn)行時(shí)，人們?cè)诎踩珰ね饪梢赃B續(xù)地進(jìn)行日常工作。也有人把安全殼的混凝土結(jié)構(gòu)也算作二次屏蔽。（3）燃料運(yùn)輸屏蔽燃料輸送屏蔽是為了在卸料、燃料運(yùn)輸和燃料儲(chǔ)存過(guò)程中保護(hù)工作人員免受過(guò)量的照射。主要屏蔽是卸料腔和儲(chǔ)存水池的水、卸料腔墻、運(yùn)輸通道的墻、儲(chǔ)存水池的墻以及把乏燃料送往后處理廠的金屬運(yùn)輸容器。卸料時(shí)水面上的照射量不大于2.5mR/h。（4）輔助廠房屏蔽輔助廠房?jī)?nèi)布置有化容控制、堆安全和廢物處理等系統(tǒng)的各種設(shè)備，其輻射水平差別很大。屏蔽設(shè)計(jì)要保證工作人員在鄰近的系統(tǒng)和設(shè)備連續(xù)運(yùn)行的條件下進(jìn)入該設(shè)備房間，完成必要的維修工作。（5）可移式屏蔽可移式屏蔽用于檢修。在安全殼內(nèi)散射射線平均約為38％，簡(jiǎn)單的可移式屏蔽可以明顯降低受照劑量。管道充水和排空時(shí)，不同的照射情況

管道排空管道充水三、通風(fēng)從輻射防護(hù)角度來(lái)看，通風(fēng)設(shè)計(jì)的目的是防止污染空氣的擴(kuò)散，把工作場(chǎng)所空氣中放射性物質(zhì)的濃度保持在可合理達(dá)到的盡可能低的水平。調(diào)整工作場(chǎng)所的溫度適合于工作人員工作。降低設(shè)備的溫度使之能正常工作。1.通風(fēng)設(shè)計(jì)的一般原則（1）換氣工作場(chǎng)所及設(shè)備房間應(yīng)有足夠的換氣次數(shù)，以保證工作人員能夠進(jìn)入工作場(chǎng)所和設(shè)備正常運(yùn)行的環(huán)境條件。在停堆換料、檢修時(shí)，安全殼內(nèi)應(yīng)保持一次以上的換氣，對(duì)于一些小的房間，換氣次數(shù)還要高。（2）控制空氣流向

對(duì)于不同的空氣污染區(qū)，應(yīng)使空氣從低污染區(qū)流向高污染區(qū)。對(duì)于含有空氣污染源（如放射性液體的泄漏）的房間，應(yīng)保持一定的負(fù)壓，必要時(shí)應(yīng)使用逆止閥。（3）控制工作場(chǎng)作氣流模式

合理地布置送風(fēng)、排風(fēng)口，考慮到可能發(fā)生的熱的和機(jī)械的干擾。必要時(shí)加上局部排風(fēng)，以保證不論污染源發(fā)生在何處，都有足夠的風(fēng)量把污染物帶走，不存在死角。（4）閉式循環(huán)

只有維護(hù)檢修時(shí)才有工作人員進(jìn)入的房間，可以設(shè)置閉式循環(huán)的通風(fēng)系統(tǒng)，系統(tǒng)中可設(shè)置冷卻、除塵、除碘或除氫等設(shè)備，以降低空氣的溫度、放射性物質(zhì)或爆炸性氣體的濃度。（5）凈化

對(duì)排往環(huán)境的空氣應(yīng)根據(jù)需要進(jìn)行衰變、過(guò)濾、除碘，達(dá)到規(guī)定水平后再排出。（6）監(jiān)測(cè)與控制

對(duì)排出的空氣應(yīng)進(jìn)行監(jiān)測(cè)，必要時(shí)啟動(dòng)凈化系統(tǒng)或改用低流送排氣系統(tǒng)以減少排往環(huán)境的放射性物質(zhì)。具體實(shí)例：靜態(tài)封閉采用搭建塑料工作棚的方式來(lái)防止放射性物質(zhì)向外擴(kuò)散直接動(dòng)態(tài)封閉

采用安裝抽氣機(jī)抽走被污染空氣的方式來(lái)防止工作人員吸入主要用于對(duì)一般放射性的閥門(mén)、泵的檢修現(xiàn)場(chǎng)間接動(dòng)態(tài)封閉用于開(kāi)口較多的一回路檢修2.壓水堆核電廠的通風(fēng)（1）堆本體通風(fēng)包括控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)通風(fēng)和堆坑通風(fēng)兩部分。堆本體通風(fēng)的目的在于帶走熱量，保證控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)和堆坑內(nèi)電離室正常工作，使混凝土屏蔽處于適當(dāng)?shù)臏囟认?。?）安全殼通風(fēng)包括安全殼凈化、安全殼降溫、安全殼空氣控制和安全殼清洗等幾個(gè)系統(tǒng)。（2）安全殼通風(fēng)安全殼空氣凈化系統(tǒng)是一個(gè)連續(xù)運(yùn)行的再循環(huán)系統(tǒng)，它從安全殼下部抽取空氣經(jīng)過(guò)高效過(guò)濾、除碘后送到安全殼操作平臺(tái)上部，使安全殼內(nèi)的碘和微塵保持在一定的水平以下。安全殼降溫系統(tǒng)也是一個(gè)連續(xù)運(yùn)行的再循環(huán)系統(tǒng)，它從安全殼上部抽取空氣，經(jīng)冷卻后再送往各有關(guān)房間。安全殼空氣控制系統(tǒng)是為了失水事故時(shí)消除安全殼上部的氫氣，保證安全殼內(nèi)氫濃度低于爆炸限值。該系統(tǒng)內(nèi)有復(fù)合器，可以把氫氣復(fù)合成水。安全殼空氣清洗系統(tǒng)是在停堆后使用的，在人員進(jìn)入安全殼之前幾小時(shí)啟動(dòng)，對(duì)安全殼進(jìn)行清洗換氣。（2）安全殼通風(fēng)輔助廠房的通風(fēng)目的是把設(shè)備放出的熱量帶走，使工作區(qū)處于一定溫度下，并保持工作區(qū)空氣污染水平低于一定限值。這是一個(gè)非循環(huán)的通風(fēng)系統(tǒng)，進(jìn)風(fēng)經(jīng)過(guò)濾、冷卻（或加熱）后送到低污染區(qū)，然后從高污染區(qū)抽取空氣，經(jīng)過(guò)濾（必要時(shí)除碘）后送煙囪排放。燃料廠房的通風(fēng)一般是把清潔空氣送到水池蓋板上部工作人員操作的地方，然后從蓋板縫隙進(jìn)入水池上部，從那里抽走，經(jīng)過(guò)過(guò)濾（必要時(shí)除碘）后從煙囪排放。臨時(shí)通風(fēng)可以在通風(fēng)管上設(shè)置風(fēng)門(mén)或接頭以便接上軟管進(jìn)行通風(fēng)，也可用一個(gè)可移動(dòng)的輔助通風(fēng)系統(tǒng)，包括風(fēng)機(jī)、高效過(guò)濾和活性炭過(guò)濾，從這種系統(tǒng)排出的風(fēng)可以直接排到房間，而且不會(huì)破壞通風(fēng)系統(tǒng)的平衡。四、降低輻射源活度核電廠工作人員的職業(yè)輻射大部分來(lái)自檢修工作，其中主要的輻射源是一次冷卻系統(tǒng)中的58Co和60Co。在反應(yīng)堆運(yùn)行初期，58Co和60Co對(duì)輻照的貢獻(xiàn)大致相同，經(jīng)過(guò)幾年運(yùn)行后，60Co的輻射將占主要地位。如何降低一次冷卻系統(tǒng)中的放射性腐蝕產(chǎn)物的含量，對(duì)降低職業(yè)照射具有重大意義。選擇一次冷卻系統(tǒng)的材料，盡量減少放射性腐蝕產(chǎn)物，特別是60Co的生成；選擇合理的運(yùn)行條件（控制冷卻劑的PH值）以減少放射性腐蝕產(chǎn)物在設(shè)備和管道上的沉積；對(duì)冷卻劑進(jìn)行過(guò)濾，將放射性腐蝕產(chǎn)物從一次冷卻劑系統(tǒng)中分離出去；對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行去污，把沉積下來(lái)的放射性腐蝕產(chǎn)物從系統(tǒng)中清除出去。降低一次冷卻系統(tǒng)中放射性腐蝕產(chǎn)物措施1.材料選擇在壓水堆一次冷卻系統(tǒng)中，鈷的主要來(lái)源是蒸汽發(fā)生器的因科鎳-600小管和表面硬化材料鎢鉻鈷合金，而不銹鋼與冷卻劑的接觸面積很小，所以對(duì)腐蝕產(chǎn)物中鈷含量的貢獻(xiàn)不大。在尋找代用材料時(shí)，一定要保證代用材料的耐腐蝕性能和耐腐損性能優(yōu)于或至少不低于原來(lái)材料的性能。2.控制冷卻劑的PH值為了控制反應(yīng)性，在冷卻劑中加有硼的化合物硼酸。為了控制冷卻劑的酸堿度，一般在冷卻劑中還加有氫氧化鋰（7Li）。一般情況下，冷卻劑中的PH值在4.5-10.5之間。如果調(diào)整硼酸和氫氧化鋰的濃度，把PH值控制在6.4-7.2時(shí)，可以減少放射性腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生和在設(shè)備表面的沉積，從而降低整個(gè)系統(tǒng)內(nèi)的輻射水平。3.過(guò)濾把冷卻劑內(nèi)的放射性腐蝕產(chǎn)物用過(guò)濾器過(guò)濾掉，將降低系統(tǒng)的輻射水平。4.去污去污可分為設(shè)備去污和全回路去污。去污的設(shè)備有蒸汽發(fā)生器、主泵及從堆內(nèi)取出的控制棒和堆芯監(jiān)測(cè)儀器等。4.去污對(duì)于全回路去污，應(yīng)滿足以下要求：能有效地把一次冷卻系統(tǒng)表面上的放射性沉積物除去；去污劑對(duì)系統(tǒng)的腐蝕作用盡可能?。蝗ノ圻^(guò)程中產(chǎn)生的廢物應(yīng)盡可能少，廢液中放射性雜質(zhì)應(yīng)能被離子交換樹(shù)脂濾掉；應(yīng)能在反應(yīng)堆裝料情況下（冷卻劑中硼含量為2000ppm）進(jìn)行去污；去污劑應(yīng)具有良好的熱穩(wěn)定性和輻解穩(wěn)定性。五、放射性物質(zhì)的包容對(duì)于壓水堆，一回路壓力邊界、集水坑、放射性液體貯罐、固體廢物收集桶、屏障貫穿件的隔離裝置都是包容體。包容體的設(shè)計(jì)必須具有足夠的可靠性和適當(dāng)?shù)脑Ａ?。根?jù)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)，包容體的設(shè)計(jì)必須考慮事故工況下的極端情況和環(huán)境條件的影響。包容體要確保在堆芯損壞的事故后使放射性物質(zhì)的釋放不超過(guò)可接受的限值。六、計(jì)劃、組織與訓(xùn)練為了降低工作人員在輻射區(qū)的停留時(shí)間，對(duì)于檢修工作必須制定周密的計(jì)劃，對(duì)于檢修人員必須進(jìn)行嚴(yán)格的組織和訓(xùn)練。對(duì)于放射性檢修工作，必須事先制定好作業(yè)程序，規(guī)定各種作業(yè)所需時(shí)間，估計(jì)可能出現(xiàn)的異常情況及應(yīng)急措施，確定降低職業(yè)照射的必要措施。在強(qiáng)放射性區(qū)工作時(shí)，要限制工作人員的工作時(shí)間，必要時(shí)要輪換作業(yè)。要事先對(duì)他們進(jìn)行培訓(xùn)，使他們熟練地掌握所從事的操作，盡量縮短操作時(shí)間。要對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行精心設(shè)計(jì)和對(duì)設(shè)備進(jìn)行仔細(xì)布置，在設(shè)備制造中要提高設(shè)備的可靠性，這樣可降低對(duì)設(shè)備維護(hù)和更換的頻率，因而減少檢修時(shí)間。廠址的選擇防止放射性物質(zhì)釋放的多重屏障設(shè)計(jì)放射性流出物排放控制4.5降低公眾受照的防護(hù)措施一、廠址選擇核電廠的廠址必須滿足核安全和輻射防護(hù)方面的要求，保證在正常運(yùn)行（包括預(yù)計(jì)運(yùn)行事件）及事故情況下周?chē)用竦膫€(gè)人有效劑量及集體有效劑量低于規(guī)定的限值。在評(píng)價(jià)一個(gè)廠址是否適合建造核電廠時(shí)，必須考慮下述幾個(gè)對(duì)核安全和輻射防護(hù)有影響的因素。1.影響核電廠的外部事件一般由外部事件引起的放射性風(fēng)險(xiǎn)度不應(yīng)超過(guò)由內(nèi)部事故引起的風(fēng)險(xiǎn)度。對(duì)于影響核電廠安全的有關(guān)外部事件進(jìn)行充分的調(diào)查研究，收集這些事件的發(fā)生頻率及嚴(yán)重程度的資料，分析其可靠性、精確性和完整性，并采用恰當(dāng)?shù)姆椒?、確定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件。對(duì)于一個(gè)外部事件（或事件的組合），選擇作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的參考值，應(yīng)保證在發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件時(shí)或之后，能使與該事件相關(guān)而對(duì)安全有重要作用的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件能保持完好，并仍不喪失其功能。（1）制定設(shè)計(jì)基礎(chǔ)的主要外部自然事件洪水地質(zhì)構(gòu)造缺陷地震龍卷風(fēng)和臺(tái)風(fēng)影響長(zhǎng)期排熱的事件其他自然事件（2）制定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的主要外部人為事件飛機(jī)墜落：碰撞、爆炸與著火?；瘜W(xué)品爆炸：炸藥、彈藥、化學(xué)物品、液體或氣體燃料的加工、處理、貯存、運(yùn)輸或使用。還應(yīng)考慮爆炸產(chǎn)生的飛射物?；馂?zāi)：附近企業(yè)、化工廠、貯存設(shè)施或油、氣管線產(chǎn)生的火災(zāi)以及灌木林、森林的火災(zāi)，運(yùn)輸事故的火災(zāi)。其他人為事件：在廠址地區(qū)貯存、加工、運(yùn)輸或處理有毒、有腐蝕或有放射性物質(zhì)的設(shè)施。2.影響放射性物質(zhì)遷移的廠址特性和環(huán)境特性在核電廠的設(shè)計(jì)和選址中，必須考慮放射性（特別是在事故條件下）的流出物對(duì)環(huán)境、生態(tài)和公眾的影響，核電廠應(yīng)能保證，在發(fā)生最大可信事故條件和不利的擴(kuò)散條件下也不會(huì)給公眾帶來(lái)不可接受的照射。影響放射性物質(zhì)遷移的環(huán)境特性主要是大氣、地表水和地下水的彌散。（1）大氣彌散必須進(jìn)行區(qū)域的氣候