壓水堆核電廠電離輻射防護大綱編制要求-征求意見稿

3T/CEPPCXXXX—XXXX壓水堆核電廠電離輻射防護大綱編制要求本標準規(guī)定了壓水堆核電廠電離輻射防護要求和方法。本標準適用于出口型壓水堆核電廠（正文簡稱核電廠）電離輻射防護和評價，國內(nèi)及其它類型核電廠可參考執(zhí)行。2規(guī)范性引用文件下列文件中的內(nèi)容通過文中的規(guī)范性引用而構(gòu)成本文件必不可少的條款。其中，注日期的引用文件，僅該日期對應(yīng)的版本適用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改單）適用于本文件。GB18871電離輻射防護與輻射源安全基本標準GB27742可免于輻射防護監(jiān)管的物料中放射性核素活度濃度GB/T16148放射性核素攝入量及內(nèi)照射劑量估算規(guī)范GBZ128職業(yè)性外照射個人監(jiān)測規(guī)范GBZ129職業(yè)性內(nèi)照射個人監(jiān)測規(guī)范NB/T20576壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器中子注量率分析3術(shù)語和定義下列術(shù)語和定義適用于本文件。3.1強貫穿輻射stronglypenetratingradiation在一個均勻和單向的輻射場中，對某一給定的人體取向，若皮膚任何一個小面積受到的當(dāng)量劑量與有效劑量的比值小于10倍，則這種輻射稱之為強貫穿輻射。強貫穿輻射一般指中子、能量高于2MeV的電子和能量高于15keV的光子的輻射。3.2弱貫穿輻射weaklypenetratingradiation在一個均勻和單向的輻射場中，對某一給定的人體取向，若皮膚任何一個小面積受到的當(dāng)量劑量與有效劑量的比值大于10倍，則這種輻射稱之為弱貫穿輻射。弱貫穿輻射一般指能量低于2MeV的電子（如低能β+/β-、內(nèi)轉(zhuǎn)換電子）以及質(zhì)子、能量低于15keV的光子和α粒子等大質(zhì)量帶電粒子的輻射。3.3劑量目標dosetarget依據(jù)輻射防護最優(yōu)化原則，按照應(yīng)用一般可劃分為劑量設(shè)計目標和劑量管理目標，按照目的劃分一般包括集體劑量目標和個人劑量目標。個人劑量目標是通過以劑量約束為上界的最優(yōu)化研究和實踐而提出的工作人員年受照劑量的目標。3.4劑量設(shè)計目標dosedesigntarget用于核電廠設(shè)計階段對職業(yè)照射的集體劑量和個人劑量的分布等進行前瞻性評價?；诤穗姀S的設(shè)計特征，在設(shè)計階段遵照輻射防護最優(yōu)化原則，通過以劑量約束為上界的最優(yōu)化研究而提出的工作人員年受照劑量的目標。它不是劑量限值，在有合理理由的情況下可以被超過。實現(xiàn)設(shè)計目標本身并不表明設(shè)計滿足了最優(yōu)化原則。如果代價是合理的，那么應(yīng)當(dāng)將劑量降低到劑量設(shè)計目標之下。3.5劑量管理目標dosemanagementtarget4T/CEPPCXXXX—XXXX用于核電廠運營管理中控制職業(yè)照射的劑量或在啟動計劃中的工作之前，對不同操作情景下的集體劑量和個人劑量的分布等進行前瞻性評價。基于核電廠預(yù)期制定的劑量約束以及管理方案和輻射防護最優(yōu)化設(shè)計研究成果而確定的，用于通過運營管理和措施優(yōu)化的手段管控工作人員的受照年劑量不會超過的目標。3.6監(jiān)測monitoring為評價和控制輻射或放射性物質(zhì)的照射，對劑量或污染所進行的測量及對測量結(jié)果的解釋。4電離輻射防護和安全的原則與要求4.1基本原則4.1.1核電廠電離輻射防護和安全總的原則應(yīng)是基于在不對產(chǎn)生電離輻射危險的設(shè)施運行和活動的開展施加不適當(dāng)限制的情況下保護當(dāng)今和未來人類與環(huán)境免受電離輻射的有害影響。4.1.2核電廠的電離輻射的防護和安全是以在核電廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人與環(huán)境免受放射性危害的基本安全目標為前提的。為了實現(xiàn)基本安全目標，核電廠電離輻射的防護和安全必須保證在所有運行狀態(tài)下廠內(nèi)的輻射照射或由于任何計劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射低于規(guī)定限值，且可合理達到的盡量低。同時，還應(yīng)采取措施減輕任何事故的放射性后果。4.1.3核電廠電離輻射的防護和安全應(yīng)系統(tǒng)地權(quán)衡當(dāng)代與后代，不應(yīng)以犧牲后代的合理利益、不正當(dāng)?shù)卦黾雍蟠摀?dān)和惡化整體后果作為代價來實現(xiàn)當(dāng)前的目標。4.2輻射防護原則與要求4.2.1實踐和行動的正當(dāng)性4.2.1.1對于一項實踐，只有在考慮了歷史、社會、經(jīng)濟、環(huán)境、總體安全和其他有關(guān)因素之后，其對受照個人或社會所帶來的利益足以彌補其可能引起的輻射危害時，該實踐才是正當(dāng)?shù)?。對于不具有正?dāng)性的實踐及該實踐中的源，不應(yīng)予以批準。4.2.1.2對于通過改變照射途徑的行動而非直接對源施加作用控制照射的情況（應(yīng)急照射情況和現(xiàn)存照射情況），也應(yīng)按照上述要求確定其行動的正當(dāng)性。應(yīng)急照射情況和現(xiàn)存照射情況下，只要采取防護行動或補救行動是正當(dāng)?shù)?，則應(yīng)采取這類行動。并且，應(yīng)急照射情況和現(xiàn)存照射情況下的防護行動和補救行動具有的正當(dāng)性應(yīng)以輻射策略中確定的目標的方式進行。任何這類防護行動或補救行動的形式、規(guī)模和持續(xù)時間均應(yīng)是最優(yōu)化的，使在通常的社會和經(jīng)濟情況下，從總體上考慮，能獲得最大的凈利益。4.2.1.3實踐和行動的正當(dāng)性是基于當(dāng)前具備的信息和技術(shù)條件進行分析和斷定的。當(dāng)出現(xiàn)新的信息和技術(shù)條件時，應(yīng)系統(tǒng)地重新分析和判斷實踐和行動的正當(dāng)性。4.2.2劑量限制和潛在照射危險限制4.2.2.1應(yīng)對個人受到的正常照射加以限制，以保證計劃照射情況下實踐的綜合照射所致的個人總有效劑量和有關(guān)器官或組織的總當(dāng)量劑量不超過國家法規(guī)和標準中規(guī)定的相應(yīng)劑量限值。4.2.2.2應(yīng)對個人所受到的潛在照射危險加以限制，使來自各項實踐的所有潛在照射所致的個人危險與正常照射劑量限值所相應(yīng)的健康危險處于同一數(shù)量級水平。4.2.3防護與安全的最優(yōu)化4.2.3.1對于來自一項實踐中的任一特定源的照射，應(yīng)使防護與安全最優(yōu)化，使得在考慮了社會、經(jīng)濟、和環(huán)境因素之后，個人受照劑量的大小、受照射的人數(shù)以及受照射的可能性均保持在可合理達到的盡量低水平；這種最優(yōu)化應(yīng)以該源所致個人劑量和潛在照射危險分別低于劑量約束和潛在照射危險約束為前提條件。4.2.3.2防護與安全最優(yōu)化是一個需要做出定性和定量分析判斷的前瞻性迭進的過程。防護與安全最優(yōu)化的過程，可以從直觀的定性分析一直到使用輔助決策技術(shù)的定量分析，但均應(yīng)以某種適當(dāng)?shù)姆椒▽⒁磺杏嘘P(guān)因素加以考慮，以實現(xiàn)下列目標：a)相對于主導(dǎo)情況確定出最優(yōu)化的防護與安全措施，確定這些措施時應(yīng)考慮可供利用的防護與安全選擇以及照射的性質(zhì)、大小和可能性；5T/CEPPCXXXX—XXXXb)根據(jù)最優(yōu)化的結(jié)果制定相應(yīng)的準則，據(jù)以采取預(yù)防事故和減輕事故后果的措施，從而限制照射的大小及受照的可能性。4.2.3.3防護與安全的最優(yōu)化應(yīng)當(dāng)貫穿于核電廠全壽期的所有階段（選址、設(shè)計、建造、調(diào)試、運行和退役）。4.2.3.4對于輻射防護及最優(yōu)化工作，應(yīng)采用系統(tǒng)的方法制定適當(dāng)?shù)妮椛浞雷o大綱，并在整個過程中實施系統(tǒng)化的質(zhì)量保證大綱。輻射防護大綱應(yīng)與照射情況的危險的性質(zhì)和程度相適應(yīng)。4.2.3.5輻射防護及最優(yōu)化的前提是總體安全，在輻射防護及最優(yōu)化工作中應(yīng)明確輻射照射只是人員可能受到的危險類型之一，降低輻射照射的措施不應(yīng)增加總的危險。4.2.3.6輻射防護最優(yōu)化不是劑量最小化，最優(yōu)化的防護是系統(tǒng)地對輻射危害和保護人員可利用資源進行權(quán)衡的評估結(jié)果。4.2.3.7在進行輻射防護優(yōu)化實踐中，應(yīng)充分考慮職業(yè)照射和公眾照射之間、正常照射和潛在照射之間以及個人劑量與集體劑量之間的平衡，使其均滿足設(shè)計和管理要求。4.3劑量約束、潛在照射危險約束和參考水平4.3.1劑量約束是在計劃照射情況下的最優(yōu)化過程中引入源相關(guān)的對個人劑量的限制，確保最優(yōu)化過程中不會產(chǎn)生不公平的結(jié)果。設(shè)計和運行中應(yīng)考慮減小不同類型工作人員所接受到的職業(yè)照射劑量的差別，避免放射性工作區(qū)的惡劣工作條件。4.3.2對于核電廠的防護與安全最優(yōu)化，計劃照射情況下對源可能造成的個人劑量應(yīng)預(yù)先確定的一個與源相關(guān)的限制，用于對所考慮的源進行防護和安全最優(yōu)化時的約束條件。對于職業(yè)照射和公眾照射，此與源相關(guān)的個人劑量值被定義為劑量約束，它用于限制最優(yōu)化過程所考慮的選擇范圍。4.3.3對可以合理預(yù)見的由于偏離計劃的操作程序、事件和事故所致的潛在照射的性質(zhì)、大小和可能性進行預(yù)估，該評價值被定義為危險約束。4.3.4對于一項計劃照射情況下實踐中的任一特定的源，其劑量約束和潛在照射危險約束應(yīng)不大于審管部門對這類源規(guī)定或認可的值，并不大于可能導(dǎo)致超過劑量限值和潛在照射危險限值的值。4.3.5對任何可能向環(huán)境釋放放射性物質(zhì)的源，劑量約束還應(yīng)確保對該源歷年釋放的累積效應(yīng)加以限制，使得在考慮了所有其他有關(guān)實踐和源可能造成的釋放累積和照射之后，任何公眾成員（包括其后代）在任何一年里所受到的有效劑量均不超過相應(yīng)的劑量限值。4.3.6核電廠應(yīng)該采取輻射防護措施，控制運行狀態(tài)和事故工況期間輻射照射劑量，要求將所有照射都保持在規(guī)定限值以內(nèi)，并且在考慮了社會、經(jīng)濟、環(huán)境和總體安全因素之后可合理達到的盡量低。輻射防護最優(yōu)化原則的應(yīng)用，一般從一系列防護措施中進行選擇，如源項控制、屏蔽、遠程操作和將輻射照射時間減至最短的手段等。4.3.7參考水平用于應(yīng)急照射情況和現(xiàn)存照射情況下的防護和安全最優(yōu)化。參考水平由政府、監(jiān)管機構(gòu)或有關(guān)的其他主管部門確定或核準。4.3.8對于應(yīng)急照射情況和現(xiàn)存照射情況下的職業(yè)照射和公眾照射，參考水平作為實施防護行動時為最優(yōu)化目的確定方案范圍的一個邊界條件。4.3.9參考水平代表劑量水平或危險程度，高于參考水平則判定不適合計劃允許照射發(fā)生，低于參考水平則實施防護和安全的最優(yōu)化。4.3.10最優(yōu)化防護策略旨在使受照劑量保持在參考水平以下。在出現(xiàn)應(yīng)急照射情況或確定現(xiàn)存照射情況時，實際照射可能高于或低于參考水平。參考水平將用作判斷是否需要采取進一步防護行動的一個基準，如需采取這種措施，則利用參考水平作為基準來確定實施這些措施的優(yōu)先次序。在應(yīng)急照射情況和現(xiàn)存照射情況下，即便最初接受的劑量低于參考水平，也應(yīng)實施防護和安全最優(yōu)化。4.4排除、豁免和解控4.4.1排除的照射、來自豁免實踐和豁免源以及經(jīng)審管部門批準的解控的源的照射應(yīng)符合國家法規(guī)和標準規(guī)定和要求。4.4.2對于尚未被證明為正當(dāng)?shù)膶嵺`不得準予豁免。4.4.3被準予的豁免應(yīng)遵循防護和安全最優(yōu)化原則。準予豁免的主要條件是：豁免應(yīng)是最優(yōu)的輻射防護方案。6T/CEPPCXXXX—XXXX4.4.4禁止在未經(jīng)國務(wù)院核安全監(jiān)督管理部門事先批準的情況下，對計劃照射情況所涉及的放射性物料進行有意的稀釋，以使得其控制能夠得到豁免。4.4.5不應(yīng)為了躲避監(jiān)管控制等目的而誤用清潔解控概念去促使流出物的稀釋。4.4.6對于準予豁免或解控的中等質(zhì)量（不超過1噸）及以下的放射性物質(zhì)（或物料）活度濃度的豁免或解控水平應(yīng)滿足GB18871中的相關(guān)規(guī)定，對于準予豁免或解控的大批量（大于1噸）的放射性物質(zhì)（或物料）活度濃度的豁免或解控水平應(yīng)滿足GB27742中的相關(guān)規(guī)定。4.4.7職業(yè)照射不包括排除照射及來自豁免實踐和豁免源，以及經(jīng)國務(wù)院核安全監(jiān)督管理部門批準的解控源的照射。4.5安保要求4.5.1核電廠應(yīng)使輻射源始終處于受保護狀態(tài)，安排專門的人員管控放射源，嚴格遵從核安全與核安保法規(guī)，明確安保職責(zé)，設(shè)計完善的安保系統(tǒng)。4.5.2管理和使用輻射源的人員應(yīng)取得國家或行業(yè)規(guī)定的相關(guān)資質(zhì)。4.5.3在放射源的使用中，遵照核安保等級選取，全過程采取適當(dāng)?shù)陌脖４胧?。必須將輻射發(fā)生器和輻射源（放射源）置于持續(xù)管控之下，以防丟失或損壞，并防范任何未經(jīng)授權(quán)者開展任何活動。保證使用、接觸及可能靠近放射源的人員的輻射安全。4.5.4安全措施和安保措施具有保護人類生命和健康以及保護環(huán)境的共同目的。安全措施和安保措施的制定和執(zhí)行必須統(tǒng)籌兼顧，以便安保措施和安全措施相互不妨礙和損害。必須建立安全和安保之間的協(xié)同作用，使安全和安保相互補充和彼此加強。4.6輻射防護管理和技術(shù)要求4.6.1核電廠應(yīng)遵照輻射防護大綱要求對具有輻射風(fēng)險的工作進行系統(tǒng)周密策劃并實施全過程的工作管理。4.6.2對于（潛在）具有高輻射和（或）高污染風(fēng)險的工作，應(yīng)執(zhí)行輻射工作許可證制度，使全過程得到有效的管控。輻射工作許可證應(yīng)由工作負責(zé)人申請，經(jīng)授權(quán)的輻射防護和運行人員等對輻射工作條件和運行狀態(tài)的審核，最終依據(jù)風(fēng)險等級由具有授權(quán)資格的部門或人員批準。輻射工作許可證一般包括射線探傷許可證和高輻射工作許可證。4.6.3核電廠應(yīng)定期對工作人員進行培訓(xùn)教育及職業(yè)健康監(jiān)護，確保人員的技能適任水平和健康適任水平。4.6.4核電廠全壽期的所有階段（選址、設(shè)計、建造、調(diào)試、運行和退役）輻射防護均應(yīng)以行之有效的良好工程實踐為基礎(chǔ)。4.6.5如果擬對其獲準的實踐或源進行修改，并且擬議中的修改對防護或安全可能具有重要影響，則應(yīng)將其修改計劃通知審管部門。在獲得審管部門認可前，不應(yīng)進行這類修改。4.6.6防護和安全系統(tǒng)的要求應(yīng)與其對應(yīng)的照射情況相關(guān)的輻射危險相適應(yīng)。在設(shè)計設(shè)備和制定運行程序時遵循合理的人機工程學(xué)原理，以利于設(shè)備的安全運行和使用，最大程度地減少操作者失誤可能導(dǎo)致事故的可能性，并減少對正常工況和異常工況跡象可能產(chǎn)生誤解的可能性。4.6.7核電廠安全系統(tǒng)應(yīng)適當(dāng)考慮縱深防御、非能動、固有安全和本質(zhì)安全。為防止可能引起照射的事故和減輕事故的后果以及在事故后將源恢復(fù)到安全狀態(tài)，應(yīng)對源運用與其潛在照射的大小和可能性相適應(yīng)的多層防護與安全措施（即縱深防御），以確保當(dāng)某一層次的防御措施失效時，可由下一層次的防御措施予以彌補或糾正。4.6.8必須采用良好工程實踐并采取一切切實可行的措施預(yù)防核事故或放射性事故，并緩解事故發(fā)生的后果。由設(shè)施和活動引起的危害最為嚴重的后果來自臨界事故、放射源或其他輻射源的失控。因此，為確保產(chǎn)生有害后果的事故的可能性處于極低水平，必須采取以下措施：a)防止發(fā)生可能導(dǎo)致這種失控的故障或異常工況（包括違反安保情況b)防止已經(jīng)發(fā)生的任何此類故障或異常工況的進一步升級；c)防止放射源或其他輻射源丟失或失控。4.7放射性廢物管理要求7T/CEPPCXXXX—XXXX4.7.1核電廠應(yīng)根據(jù)設(shè)施特征，系統(tǒng)地制定適當(dāng)?shù)姆派湫詮U物管理大綱，使放射性廢物對工作人員與公眾的健康及環(huán)境可能造成的危害降低到可以接受的水平。并使放射性廢物對后代健康的預(yù)計影響不大于當(dāng)前可以接受的水平，不給后代增加不適當(dāng)?shù)呢摀?dān)。4.7.2核電廠應(yīng)在綜合各主要影響因素進行系統(tǒng)分析后，對放射性廢物實施良好的管理，以使職業(yè)照射和公眾照射符合劑量限制要求，并保持在可合理達到的盡量低水平。4.7.3核電廠應(yīng)確保在現(xiàn)實可行的條件下，使實踐和源所產(chǎn)生的放射性廢物的活度與體積均達到并保持最小。放射性廢物最小化不是通過一定措施和程序僅使廢物體積進行最小化處理，而忽視了廢物的活度。4.7.4放射性廢物最小化除了需要權(quán)衡職業(yè)照射和公眾照射，也應(yīng)權(quán)衡正常照射和潛在照射以及對后代健康和環(huán)境的影響。4.7.5在進行放射性廢物管理時，應(yīng)充分考慮廢物的產(chǎn)生與管理各步驟之間的相互關(guān)系，并應(yīng)根據(jù)所產(chǎn)生廢物中放射性核素的種類、含量、半衰期、濃度以及廢物的體積和其他物理與化學(xué)性質(zhì)的差別，對不同類型的放射性廢物進行分類收集和分別處理，以利于廢物管理的優(yōu)化。4.8退役防護要求4.8.1核電廠在設(shè)計階段就應(yīng)當(dāng)系統(tǒng)地考慮便于退役的措施，通過退役源項分析和退役方案預(yù)研究等對退役策略進行前瞻性評估。4.8.2核電廠制定的便于退役的措施，應(yīng)是在統(tǒng)籌當(dāng)前和未來主要因素后的最優(yōu)化結(jié)果。4.8.3應(yīng)基于設(shè)計階段和運行階段便于退役及防護措施的基礎(chǔ)上，在退役準備階段制定輻射防護大綱，以確保與退役活動有關(guān)的工作人員、公眾和環(huán)境的輻射安全。退役輻射防護大綱的制定和實施，應(yīng)與退役的目標、策略與范圍相適應(yīng)。在制定輻射防護大綱時應(yīng)注意與退役計劃的其他部分的銜接。4.8.4核電廠運行期間的運行管理、輻射防護管理、放射性廢物管理和技術(shù)改造等應(yīng)在適當(dāng)考量社會、經(jīng)濟、和環(huán)境因素之后，使核電廠退役成本和風(fēng)險控制在可接受的范圍內(nèi)。4.8.5核電廠當(dāng)前運行中的輻射防護工作應(yīng)以輻射策略中確定的目標的方式進行，不對后期的正常退役帶來明顯不利影響，不給后代帶來超過當(dāng)代可合理接受的負擔(dān)。4.8.6退役過程中產(chǎn)生的放射性廢物應(yīng)妥善處理，采取措施使廢物的產(chǎn)生量最小化。5輻射源5.1壓水堆核電廠的輻射源5.1.1對于壓水堆核電廠的輻射防護，位于同一場所或廠址的復(fù)雜設(shè)施或多個裝置均可視為一個單一的（輻射）源。如對職業(yè)照射劑量評價中提出的劑量約束和劑量目標而言，可將核電廠整體視為一個單一的輻射源。5.1.2核電廠輻射防護涉及的輻射源主要包括反應(yīng)堆堆本體（運行時的堆芯、停堆后的被活化和沉積有放射性物質(zhì)的壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件等）、（乏）燃料組件、反應(yīng)堆主冷卻劑與核輔助系統(tǒng)中的放射性源項、二回路蒸汽和汽輪機系統(tǒng)、廢物處理系統(tǒng)中的放射性源項、放射性廢物（如放射性廢過濾器芯子和廢樹脂），以及標準源（刻度源）與探傷放射源等。5.1.3核電廠輻射防護應(yīng)確定運行狀態(tài)和事故工況下輻射源的特征、輻射照射和放射性物質(zhì)活度濃度的水平、預(yù)期的波動，以及潛在照射的可能性和大小。并確定事故工況下輻射源可能的輸運機理和輸運途徑。5.2反應(yīng)堆堆本體5.2.1反應(yīng)堆堆芯中裂變產(chǎn)生的中子和光子是壓水堆核電廠功率運行期間堆本體主要輻射源（主冷卻劑中的N-16、堆本體活化和沉積源項及空氣中的Ar-41等為次要輻射源）。5.2.2壓水堆核電廠功率運行期間的反應(yīng)堆堆本體（堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件和壓力容器，可擴展到一次屏蔽）中子和光子輸運分析，可通過建立反應(yīng)堆計算模型（如1/8堆芯、1/6堆芯、1/4堆芯或全堆芯建模等采用基于成熟且應(yīng)用較為廣泛的離散縱標輸運計算方法和蒙特卡羅輸運計算方法以及評價核數(shù)據(jù)庫。5.2.3反應(yīng)堆粒子輸運計算分析應(yīng)使用反應(yīng)堆詳細的材料和幾何輸入數(shù)據(jù)。材料的輸入數(shù)據(jù)需包括反應(yīng)堆壓力容器、堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件的材料成分、冷卻劑溫度、密度、硼濃度等。幾何輸入數(shù)據(jù)包括燃料組件（或精確到燃料棒）、堆內(nèi)構(gòu)件（如熱屏、圍板、吊籃、支承板等）、反應(yīng)堆壓力容器、堆焊層及輻照8T/CEPPCXXXX—XXXX監(jiān)督管等的尺寸和位置等。反應(yīng)堆粒子輸運計算分析可采用堆芯固定中子源計算，粒子輸運計算應(yīng)結(jié)合實際問題通過直接計算來進行。5.2.4壓水堆核電廠功率運行期間的反應(yīng)堆堆本體中子和光子輸運計算可參考NB/T20576相關(guān)要求進行分析。基于材料活化分析和屏蔽分析等用途的粒子輸運計算需要結(jié)合反應(yīng)堆堆芯的功率分布、燃耗等考慮相應(yīng)的包絡(luò)值。5.2.5停堆期間，堆本體的輻射源包括乏燃料組件（卸料前）、活化和沉積源項（如被活化的壓力容器、堆內(nèi)構(gòu)件和其他材料，沉積在堆內(nèi)和附近一回路內(nèi)的活化腐蝕產(chǎn)物）。在核電廠停堆大修期間，反應(yīng)堆附近區(qū)域的工作場所輻射條件、輻射防護和工作人員的職業(yè)照射劑量評估均以上述輻射源為依據(jù)。5.2.6Ar-41是壓水堆核電廠功率運行期間反應(yīng)堆壓力容器外的環(huán)形空腔空氣中所含的Ar-40被中子活化形成具有放射性惰性氣體，會擴散到反應(yīng)堆廠房的其他工作場所，對人員存在潛在照射風(fēng)險。5.3燃料組件5.3.1新燃料組件5.3.1.1由天然鈾濃縮加工制造的新核燃料的放射性水平低，一般不需要對其引起的外照射進行專項防護或屏蔽，但應(yīng)采取適當(dāng)措施防護其表面可能存在放射性表面污染沾污（如沾污鈾）。5.3.1.2由經(jīng)過輻照的核燃料提取原料以及其與天然鈾濃縮原料混合加工制造的新核燃料（如MOX燃料）具有一定的放射性，應(yīng)考慮其輻射特征、輻射水平和污染水平，并根據(jù)其輻射性質(zhì)、大小和可能性采取適當(dāng)?shù)妮椛浞雷o措施。5.3.2乏燃料組件5.3.2.1在核電廠停堆期間，乏燃料組件的放射性水平最高。對于停堆大修時期的輻射防護及屏蔽分析、輻射照射劑量評估等，需要依據(jù)燃料組件特性、初始富集度、燃料管理策略、反應(yīng)堆運行史、燃耗深度、堆內(nèi)輻照時間、功率運行水平和冷卻（衰變）時間等，選取具有包絡(luò)性的源項數(shù)據(jù)。一般情況下：a）對于同一或初始富集度相同的燃料組件在相同功率運行情況下，燃耗越深，其放射性水平越高（光子輻射為主中子的輻射強度及在總的輻照中的占比也越高；b）對于同一或初始富集度相同的燃料組件在達到相同燃耗深度時，在堆內(nèi)輻照天數(shù)越少、運行比功率越高，其放射性水平越高（光子輻射為主中子的輻射強度及在總的輻照中的占比也越高；由于半衰期較短的裂變產(chǎn)物核素的平衡濃度與壽期末的中子注量相關(guān)，而半衰期較長的錒系元素含量與燃耗深度相關(guān)，當(dāng)冷卻（衰變）超過一定時間后，運行歷史對乏燃料組件源項影響將下降到足夠?。籧）對于初始富集度不同的燃料組件，在相同功率運行情況下達到相同燃耗越深時，富集度越高，其功率密度相越小，受到輻照的中子注量水平越低，則源項輻射水平越低。5.3.2.2在停堆冷卻相當(dāng)長的一段時期內(nèi)（100年），商用壓水堆核電廠的乏燃料組件的輻射以光子貢獻為主，乏燃料中裂變產(chǎn)物（主要的光子和β輻射體）的半衰期比錒系元素（主要的α輻射體和中子輻射源）短很多，燃料組件在停堆后總放射性水平隨冷卻時間下降，中子在總輻射照射中的占比會增加。5.3.2.3包殼完整的組件對池水的污染主要是其外表面的放射性沾污。若包殼破損，水與組件中一些易溶裂變產(chǎn)物（如Cs-137、I-129等）接觸，能使池水被污染；泄漏出來的氣體及揮發(fā)性核素Kr-85、I-129進入水池會污染貯存大廳的空氣。5.4反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)及二回路系統(tǒng)源項5.4.1源項的選取原則5.4.1.1針對輻射防護的反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)及二回路系統(tǒng)中的放射性源項，可根據(jù)情況合理選取參考核電廠運行經(jīng)驗和良好實踐的現(xiàn)實源項或設(shè)計基準源項。5.4.1.2壓水堆核電廠輻射防護設(shè)計（主要包括輻射屏蔽設(shè)計中的主體屏蔽和潛在照射）和放射性廢物處理系統(tǒng)的能力設(shè)計應(yīng)采用具有包絡(luò)性的設(shè)計基準源項作為輸入。5.4.1.3對于輻射防護最優(yōu)化、放射性廢物最小化、劑量評價以及特定屏蔽容器設(shè)計，可依照防護最優(yōu)化原則，綜合參考核電廠運行經(jīng)驗和良好實踐的確定適當(dāng)?shù)默F(xiàn)實源項作為設(shè)計輸入。5.4.2反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)源項5.4.2.1反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)源項主要包括裂變產(chǎn)物、活化腐蝕產(chǎn)物及活化產(chǎn)物。5.4.2.2壓水堆核電廠主要的輻射源是活化腐蝕產(chǎn)物，只有在大量燃料包殼破損和失效的情況下，裂變產(chǎn)物才可能成為主要的輻射源。9T/CEPPCXXXX—XXXX5.4.2.3正常功率運行期間，一回路中的放射性核素活度濃度與運行狀況相關(guān)，整體穩(wěn)定在一個受控的范圍內(nèi)。運行和停堆期間的瞬態(tài)工況和冷停堆階段，主冷卻劑輻射源項應(yīng)考慮的瞬態(tài)值及冷停堆峰值。特別是在冷停堆期間（尤其是進行氧化運行期間），由于一回路系統(tǒng)中的物理和化學(xué)條件發(fā)生極大的變化，沉積在燃料上的活化腐蝕產(chǎn)物、金屬核素和裂變產(chǎn)物會大量釋放到冷卻劑中，出現(xiàn)尖峰現(xiàn)象（如碘的反彈）。應(yīng)根據(jù)源項和運行情況對系統(tǒng)進行充分時間的凈化，直到恢復(fù)到正常功率運行水平。5.4.2.4裂變產(chǎn)物a）設(shè)計基準源項反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)中的裂變產(chǎn)物主要來源于破損的燃料棒和表面的鈾沾污。設(shè)計基準源項應(yīng)以堆芯積存量、燃料破損率、逃脫率系數(shù)和系統(tǒng)相關(guān)參數(shù)等作為計算輸入，一般使用劑量等效I-131活度濃度表征。b）現(xiàn)實源項壓水堆核電廠運行狀態(tài)的現(xiàn)實源項與設(shè)計基準源項存在數(shù)量級水平的差別?？蛇x用具有適當(dāng)包絡(luò)性的（如0.5GBq/t的I-131當(dāng)量）的運行經(jīng)驗數(shù)據(jù)代表核電廠正常功率運行工況下的源項，用以評估現(xiàn)實情況功率運行期間一回路系統(tǒng)所在場所的輻射條件和從事一回路相關(guān)放射性任務(wù)工作人員職業(yè)照射劑量。5.4.2.5活化腐蝕產(chǎn)物壓水堆核電廠一回路冷卻劑中的活化腐蝕產(chǎn)物活度濃度與燃料包殼破損率無關(guān)?；罨g產(chǎn)物基本的形成主要包括結(jié)構(gòu)材料的腐蝕、腐蝕產(chǎn)物的遷移和腐蝕產(chǎn)物的活化三個階段?？苫趨⒖茧姀S運行實測數(shù)據(jù)分別確定一套一回路活化腐蝕產(chǎn)物的現(xiàn)實源項和一套設(shè)計基準源項。核電廠主冷卻劑中的活化腐蝕產(chǎn)物通常包括：Co-58、Co-60、Cr-51、Mn-54、Fe-59和Ag-110m、Sb-122、Sb-124等。其中Ag-110m、Sb-122、Sb-124的產(chǎn)生同電廠實際采用的控制棒、中子源、密封圈、墊片材料有關(guān)。5.4.2.6活化產(chǎn)物壓水堆核電廠主冷卻劑系統(tǒng)中的活化產(chǎn)物主要包括氚（H-3）、C-14和N-16。壓水堆核電廠中氚的主要來源是三元裂變產(chǎn)氚，以及硼、鋰和氘的核反應(yīng)直接產(chǎn)生。一回路中的氚隨著各輔助系統(tǒng)的運行被輸送到各輔助系統(tǒng)的水箱、水池中，這些輔助系統(tǒng)中的流體部分被復(fù)用，成為滯留在各系統(tǒng)內(nèi)的氚。C-14主要來自壓水堆一回路中的冷卻劑中存在的O-17與中子的（n，α)反應(yīng)、燃料和材料中N-14與中子的（n，p）反應(yīng)以及三元裂變。N-16是壓水堆核電廠運行期間一回路（還會涉及化學(xué)與容積控制系統(tǒng)）的重要輻射源。N-16是反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)冷卻劑中含的O-16與快中子作用產(chǎn)生的強γ源。壓水堆核電廠冷卻劑在一回路中輸運時間與N-16的半衰期相近，故運行期間N-16對一回路系統(tǒng)涉及的場所周圍劑量率起決定性作用。5.4.3核輔助系統(tǒng)源項5.4.3.1核輔助系統(tǒng)設(shè)備對于核電廠運行和停堆大修期間涉及核輔助系統(tǒng)輻射源的職業(yè)照射防護和評估，應(yīng)根據(jù)情況，合理選取參考核電廠運行經(jīng)驗和良好實踐的現(xiàn)實源項或設(shè)計基準源項，避免與實際情況不符的過高或過低的評估結(jié)果。核輔助系統(tǒng)中，化學(xué)和容積控制系統(tǒng)和固體廢物處理系統(tǒng)源項的輻射水平最高。通常情況下，化學(xué)和容積控制系統(tǒng)各設(shè)備累積的放射性核素主要為惰性氣體、碘、釔、鉬和銫等放射性同位素以及其他裂變核素、活化腐蝕產(chǎn)物、N-16和N-17等。對于采取停堆氧化運行的機組，應(yīng)考慮冷停堆峰值在過濾器上的積累，累積時間應(yīng)包括停堆氧化運行前后冷卻劑降溫過程。功率運行期間，對于化學(xué)和容積控制系統(tǒng)熱交換器，應(yīng)考慮下泄流中的N-16對輻射場的貢獻和源項，以預(yù)評估潛在照射風(fēng)險。5.4.3.2過濾器芯子和樹脂對于過濾器與除鹽器所在房間或區(qū)域的主體屏蔽，應(yīng)選擇過濾器芯子與廢樹脂設(shè)計基準源項作為輸入，確保滿足輻射防護設(shè)計要求。遵照輻射防護最優(yōu)化原則，對于廢物作業(yè)劑量評估和可移動屏蔽設(shè)備的防護，可基于參考電廠實測數(shù)據(jù)，選用具有適當(dāng)包絡(luò)性的過濾器芯子和廢樹脂作為現(xiàn)實源項。T/CEPPCXXXX—XXXX5.4.3.3放射性系統(tǒng)中的熱點和熱粒子核電廠輻射防護應(yīng)考慮可能在放射性系統(tǒng)中存在“熱粒子”。熱粒子有活化腐蝕產(chǎn)物顆粒和燃料微粒兩種，前者主要來源于用在閥座上的高鈷硬合金上，后者來源于破損的燃料。人員體表污染防護中應(yīng)重點關(guān)注“熱粒子”，皮膚上的一個熱粒子會產(chǎn)生一個非常陡的劑量梯度，隨著距粒子距離的增加，劑量快速下降。接觸熱粒子的皮膚局部吸收劑量可能會超過皮膚當(dāng)量劑量限值。放射性廠房內(nèi)、防護服、工作人員體表以及設(shè)備上可能存在熱粒子。這些熱粒子可以被核電廠工作人員的塑料防護服中存在的電荷所吸引。熱粒子可通過防護服以及載有反應(yīng)堆冷卻劑和液態(tài)廢物的管道系統(tǒng)在電廠的不同區(qū)域轉(zhuǎn)移。熱粒子沉積在系統(tǒng)管道、閥門或設(shè)備中會形成輻射“熱點”，這些熱點輻射水平高，可以造成房間或局部區(qū)域的場所劑量率陡增，對工作人員存在較大的（潛在）輻射風(fēng)險。核電廠中存在的熱點對檢查、維修、設(shè)備更換等工作人員個人劑量影響很大，劑量評估、劑量約束和目標中應(yīng)特別關(guān)注。5.4.3.4標準源（刻度源）和探傷放射源應(yīng)根據(jù)核電廠建設(shè)、施工及監(jiān)測需要（對較大的管道、混凝土建筑體、一些設(shè)備的關(guān)鍵部位和機械性能要求較高的設(shè)施進行工業(yè)探傷合理選用探傷放射源或標準源。用于探傷和監(jiān)測儀表校對的輻射源活度范圍極大（10Bq~1011Bq潛在照射風(fēng)險大，在源的操作過程中應(yīng)格外注意源的輻射強度，對中高危險源的使用場所有專門的屏蔽和防護要求。放射源使用應(yīng)采取輻射許可證制度，全過程中采取適當(dāng)?shù)陌脖４胧?，保證輻射源和使用、接觸及可能靠近放射源的工作人員的安全。6輻射分區(qū)6.1核電廠廠內(nèi)的輻射分區(qū)應(yīng)根據(jù)預(yù)期的場所劑量率、污染水平（氣載放射性污染和表面污染）、潛在照射的可能性和大小以及輻射防護管理要求進行劃分。6.2輻射分區(qū)可以為廠內(nèi)的總體布置、通風(fēng)系統(tǒng)設(shè)計和屏蔽設(shè)計提供依據(jù)。6.3應(yīng)把輻射工作場所分為控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)，以便于輻射防護管理和職業(yè)照射控制。6.4確定控制區(qū)的邊界時，應(yīng)考慮預(yù)計的正常照射的水平、潛在照射的可能性和大小以及所需要的防護手段與安全措施的性質(zhì)和范圍。6.5在核電廠設(shè)計階段就應(yīng)根據(jù)設(shè)計基準源項預(yù)期的場所輻射水平、放射性污染及潛在照射的可能性和大小將控制區(qū)細分為若干子區(qū)，子區(qū)的控制與其輻射風(fēng)險成正相關(guān)，以滿足劑量限值和輻射防護最優(yōu)化的要求。6.6核電廠的設(shè)計中應(yīng)考慮在事故工況下工作人員和應(yīng)急人員居留和通行的特殊要求，確保事故工況下人員所受照射控制在可接受范圍內(nèi)。6.7核電廠對控制區(qū)設(shè)計劃分和管控的要求主要包括以下幾個方面：a）采用實體邊界劃定控制區(qū)，采用實體邊界不現(xiàn)實時也可以采用其他適當(dāng)?shù)氖侄?。輻射分區(qū)的設(shè)計及管理中均應(yīng)要求對控制區(qū)邊界采用實體隔離方式，以防止和避免相鄰的不同子區(qū)的輻射條件及其變化（場所劑量率和氣載放射性污染）的相互影響，并使?jié)撛谡丈浜彤惓９r（如事件和事故工況）下的輻射場和放射性物質(zhì)得到有效控制。對于特定情況，如控制區(qū)衛(wèi)生出入口，在確保符合輻射防護要求和保證輻射安全的條件下，為便于輻射防護管控和人員通行便捷要求，可將（臨時）需要將人員通道十字閘門等非實體隔離作為管控邊界。 b）對于如檢查、維修、運轉(zhuǎn)等間歇性的或僅是將源從一處移至另一處的情況下，采用與主導(dǎo)情況相適應(yīng)的方法劃定控制區(qū)，并對照射時間加以規(guī)定?？蓪㈤g歇、短期的放射性工作場所設(shè)定為動態(tài)分區(qū)，在存在輻射源和（或）人員操作期間，按照規(guī)程采取適當(dāng)?shù)姆雷o措施，確保人員輻射安全。在放射性物料操作或處理期間，應(yīng)管控人員接近距離、操作時間和確認相鄰區(qū)域的輻射條件，并對人員照射劑量進行評估和控制。如在進行放射性廢過濾器芯子更換和轉(zhuǎn)運時，對更換和轉(zhuǎn)運屏蔽容器表面劑量率進行控制。操作人員應(yīng)在輻射防護人員監(jiān)護下，按照操作規(guī)程，嚴格控制操作時間、操作人員數(shù)量和接近的距離。并對周圍區(qū)域和房間進行管控，防止無關(guān)人員誤進入，針對可能的輻射水平波動及潛在照射，評估對相鄰子區(qū)的影響。為達到便于工作和管理，以及相關(guān)工作的輻射防護最優(yōu)化目的，通過對任務(wù)執(zhí)行期間的場所輻射條件、人員輻射照射及對周圍區(qū)域的輻射影響的評估，在進行相應(yīng)管控措施和照射時間加以規(guī)定后，可將相應(yīng)間歇性操作期間的廠房或區(qū)域的輻射分區(qū)進行適當(dāng)劃分。c）在控制區(qū)的進出口及其他適當(dāng)位置處設(shè)立醒目的符合標準規(guī)定的警告標志，并給出相應(yīng)的輻射T/CEPPCXXXX—XXXX水平和污染水平的指示。核電廠的設(shè)計和運行管理應(yīng)要求在控制區(qū)出入口明顯位置處設(shè)立和張貼醒目的電離輻射警示標志，并在門或墻上標出房間的場所劑量率水平和污染水平及標注時間等關(guān)鍵信息，讓需要進入的人員了解房間的分區(qū)和場所的輻射水平，以及避免人員非必要的進入和誤進入。d）制定職業(yè)防護與安全措施，包括適用于控制區(qū)的規(guī)則與程序。核電廠輻射防護管理應(yīng)依據(jù)輻射分區(qū)，規(guī)劃合理的人員和物品通道，人員通道和物品通道必須嚴格分開。為了降低控制區(qū)工作人員受照劑量和污染擴散，應(yīng)合理布置各子區(qū)，避免人員非必要進入輻射水平更高的子區(qū)以及在不同等級的子區(qū)反復(fù)穿插進出。輻射分區(qū)的布置還應(yīng)使人員進入輻射水平更高的子區(qū)的路線最短，減少通過時間。核電廠運行狀態(tài)的輻射分區(qū)設(shè)計中，應(yīng)對控制區(qū)子區(qū)劃分進行了優(yōu)化；分區(qū)的設(shè)定應(yīng)充分借鑒已投運核電廠的經(jīng)驗反饋，并結(jié)合本設(shè)施系統(tǒng)設(shè)計和布置特點來確定輻射分區(qū)方案。各工藝設(shè)施廠房布置應(yīng)將高放射性設(shè)備和管道盡可能分區(qū)域集中布置。通過集中布置和屏蔽設(shè)計優(yōu)化，將高輻射區(qū)集中連片，中間通過設(shè)置迷宮墻或過渡區(qū)（間形成從高輻射區(qū)到低輻射區(qū)的合理過渡，并將低輻射區(qū)如常規(guī)工作區(qū)（綠區(qū)）有效貫通，規(guī)劃合理的人員通行方向，以便于人員的通行及應(yīng)急撤離，從而控制工作人員的受照劑量和潛在照射風(fēng)險。e）運用行政管理程序（如進入控制區(qū)的工作許可證制度）和實體屏障（包括門鎖和聯(lián)鎖裝置）限制進出控制區(qū)；限制的嚴格程度應(yīng)與預(yù)計的照射水平和可能性相適應(yīng)。應(yīng)對進入核電廠的人員執(zhí)行進出管理規(guī)定和審批手續(xù)，特別重點控制進入高輻射場及高污染區(qū)的人員。對于高輻射水平的分區(qū)房間采用上鎖和許可證進行控制，實行嚴格的管理，管理措施經(jīng)驗和要求如放射性檢修區(qū)的管理要求：管理出入?yún)^(qū)，所有進入該區(qū)人員需得到輻射防護負責(zé)人批準后方可進入，工作期間需要輻射防護人員監(jiān)護。放射性設(shè)備區(qū)的管理要求：特許出入?yún)^(qū)，應(yīng)取得許可資格授權(quán)，必要時開展模擬演練。該房間（區(qū)域）處于常鎖狀態(tài)，鑰匙由保健物理處負責(zé)保管，原則上禁止進入，所有進入該區(qū)人員需得到生產(chǎn)廠長/副廠長批準后方可進入，工作期間需要輻射防護人員監(jiān)護。f）按需要在控制區(qū)的入口處提供防護衣具、監(jiān)測設(shè)備和個人衣物貯存柜。應(yīng)在控制區(qū)的入口與監(jiān)督區(qū)交界處設(shè)置更衣間和輻射防護值班室，在進入控制區(qū)前，人員應(yīng)按照規(guī)程，更換防護衣具，領(lǐng)取個人劑量計。在出控制區(qū)前，人員應(yīng)更換防護衣具，并將防護衣具按要求歸放。g）按需要在控制區(qū)的出口處提供皮膚和工作服的污染監(jiān)測儀、被攜出物品的污染監(jiān)測設(shè)備、沖洗或淋浴設(shè)施以及被污染防護衣具的貯存柜。應(yīng)嚴格控制核電廠工作人員所受到的放射性照射，并對工作人員的受照劑量進行測定和記錄，同時為了防止放射性污染的擴散，保證非放射性區(qū)域不受污染，核電廠設(shè)置了總衛(wèi)生出入口，工作人員要進入或離開輻射控制區(qū)應(yīng)通過該衛(wèi)生出入口。在衛(wèi)生出入口可對進入輻射控制區(qū)的人員進行控制和管理，在控制區(qū)的出口設(shè)置設(shè)備外部污染和全身表面污染監(jiān)測裝置，對離開控制區(qū)人員的體表和工作服以及隨身攜帶的小件物品進行表面污染監(jiān)測。當(dāng)污染水平過高報警時，應(yīng)由輻射防護人員使用便攜式表面污染測量儀進行仔細的監(jiān)測，并確定污染部位及其污染水平。應(yīng)在控制區(qū)出入口周圍區(qū)域設(shè)置沖洗或淋浴設(shè)施、清潔工作服及貯存設(shè)施、污染工作服存放容器。人員在離開控制區(qū)前，應(yīng)將工作服按要求歸放。如檢測發(fā)現(xiàn)體表污染，人員應(yīng)到?jīng)_洗或淋浴間內(nèi)進行去污，當(dāng)檢測達到控制要求后，人員方可離開。h）定期審查控制區(qū)的實際狀況，以確定是否有必要改變該區(qū)的防護手段或安全措施或該區(qū)的邊界。核電廠可依據(jù)運行期間進行檢維修時的輻射源分布、場所劑量率、污染水平、潛在照射的可能性和大小以及輻射防護管理要求，臨時調(diào)整輻射分區(qū)的劃分。在進行重大的設(shè)備檢修時放射性作業(yè)項目多、工期長、多工種并行或交叉作業(yè)，人員進出頻繁，輻射防護人員應(yīng)對設(shè)施的各個區(qū)域進行分區(qū)測量，并根據(jù)分區(qū)測量結(jié)果以及維修期間設(shè)計分區(qū)的要求，對各設(shè)施廠房和區(qū)域進行分區(qū)評價及調(diào)整，更換分區(qū)標識牌，并在低劑量區(qū)設(shè)置待命點，對測量中發(fā)現(xiàn)的放射性熱點進行標識。i）每個控制區(qū)的子區(qū)均應(yīng)具有最低數(shù)量的人員、材料和設(shè)備進出點。T/CEPPCXXXX—XXXX6.8監(jiān)督區(qū)通常不需要專門的防護手段或安全措施，但需要經(jīng)常對職業(yè)照射條件進行監(jiān)督和評價，以確保職業(yè)照射條件持續(xù)處于監(jiān)督之下。6.9監(jiān)督區(qū)設(shè)計劃分和管控的要求主要包括：a）采用適當(dāng)?shù)氖侄蝿澇霰O(jiān)督區(qū)的邊界；b）在監(jiān)督區(qū)入口處的適當(dāng)?shù)攸c設(shè)立表明監(jiān)督區(qū)的標牌；c）定期審查該區(qū)的條件，以確定是否需要采取防護措施和做出安全規(guī)定，或是否需要更改監(jiān)督區(qū)的邊界。7輻射防護措施7.1屏蔽7.1.1一般要求7.1.1.1核電廠輻射屏蔽應(yīng)遵循輻射防護原則與要求，是最優(yōu)的輻射防護方案。7.1.1.2壓水堆核電廠運行狀態(tài)下放射性廠房的的輻射屏蔽應(yīng)基于工作場所輻射分區(qū)設(shè)定的場所劑量率目標值，確保人員受到超過國家規(guī)定劑量限值的輻射照射，確保輻射照射保持在合理、可行和盡可能低的水平。場所劑量率目標值的設(shè)定除人員工作任務(wù)、工作頻率、工作持續(xù)時間、受照射的人數(shù)，以及進出輻射工作場所的頻次和滯留時間外，還應(yīng)考慮輻射源的特征、輻射照射和放射性污染水平、預(yù)期的波動，以及潛在照射的性質(zhì)、可能性和大小。7.1.1.3屏蔽應(yīng)落實縱深防御、固有安全和本質(zhì)安全理念，使運行狀態(tài)下工作人員的輻射危險控制在可接受的水平以下，可降低潛在照射的大小與可能性，并可有效減輕預(yù)計運行事件和事故工況的放射性后果。7.1.1.4屏蔽應(yīng)確保在設(shè)計基準事故情況下準許進行必要操作的工作人員的個人有效劑量不超過50mSv。對于設(shè)計擴展工況中的嚴重事故（堆芯融化），在屏蔽設(shè)計上也需要做適當(dāng)考慮。7.1.1.5屏蔽應(yīng)在確保總體安全、便于運行和檢修的前提下，盡量縮小體積、減輕重量和降低成本。7.1.1.6屏蔽計算分析應(yīng)采用成熟且應(yīng)用較為廣泛計算方法、經(jīng)過驗證的計算程序，以及經(jīng)過評價和確認的核數(shù)據(jù)信息。對于不同情況（不同設(shè)計對象和輻射源特征）的屏蔽設(shè)計，應(yīng)選擇適用的計算方法和程序。針對簡單或單一的光子輻射源和屏蔽體，可以采用點核積分程序；對那些情況比較復(fù)雜或特定類型輻射源以及比較復(fù)雜的屏蔽結(jié)構(gòu)，選用可精細建模的蒙特卡羅或離散縱標程序。7.1.1.7屏蔽設(shè)計應(yīng)按人員相對輻射源所處位置和方位計算人員受照劑量。屏蔽設(shè)計通常使用運行實用量（率個人劑量當(dāng)量（率）、周圍劑量當(dāng)量（率）、定向劑量當(dāng)量（率確定屏蔽體厚度，其劑量計算點一般選在屏蔽體外人員可常規(guī)接近的距離和位置。對于特定操作，劑量計算點應(yīng)選在人員全身（和）或關(guān)鍵器官和組織所受劑量最大的位置。7.1.1.8對于存在或貯存輻射水平較高、體量或數(shù)量較大的輻射源的設(shè)施和廠房，特別是輕型結(jié)構(gòu)屋頂?shù)慕ㄖ?，?yīng)著重關(guān)注“天空反散射”的防護。在對上述設(shè)施進行屏蔽設(shè)計時，應(yīng)對天空反散射進行分析，保證設(shè)施的整體屏蔽和防護效果。必要時需要在設(shè)施外特定范圍內(nèi)設(shè)置柵欄、警示牌等管控和提示的防護措施。7.1.1.9在運行期間可能需要設(shè)置臨時屏蔽，在設(shè)計中應(yīng)考慮臨時屏蔽的材料、重量和尺寸，以及運輸和安裝需求。7.1.2設(shè)施主體屏蔽7.1.2.1應(yīng)根據(jù)輻射源的輻射特征、房間或區(qū)域的輻射分區(qū)要求、工作性質(zhì)以及活動空間大小的要求等，選擇適宜的屏蔽材料、屏蔽結(jié)構(gòu)與形式。7.1.2.2放射性廠房的主體輻射屏蔽設(shè)計應(yīng)基于具有足夠包絡(luò)性的設(shè)計基準源項，滿足運行狀態(tài)和事故工況的防護要求，并考慮全壽期內(nèi)放射性累積，以及參考核電廠運行經(jīng)驗反饋和良好實踐。7.1.2.3設(shè)計階段初期（如可行性研究或初步設(shè)計階段），由于方案可能沒有完全固化（輻射源、廠房和系統(tǒng)布置），或方案具體性不充足，或某些影響屏蔽設(shè)計的重要因素未進行（細化）考慮（如電纜、管道和出入通道等貫穿及孔洞），屏蔽體可能存在局部空隙、設(shè)備建造以及土建施工中可能存在的加工和建造的質(zhì)量缺陷等不確定性，主體屏蔽設(shè)計應(yīng)借鑒參考核電廠經(jīng)驗或可合理預(yù)見的條件考慮適當(dāng)?shù)陌j(luò)性，使具體方案固化后的整體屏蔽不會發(fā)生大的變化或產(chǎn)生顛覆性影響。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.2.4設(shè)計階段后期（如施工圖設(shè)計階段應(yīng)對出現(xiàn)的削弱和不利于屏蔽防護的因素進行細致全面的計算分析。在可接受的條件下，通過適當(dāng)變更屏蔽方案、調(diào)整屏蔽材料和增加補償屏蔽等措施，保證整體屏蔽效果在設(shè)計要求可接受的范圍內(nèi)。7.1.2.5人員操作和設(shè)備條件會限制墻體厚度，應(yīng)確保在限定厚度范圍內(nèi)的屏蔽體滿足屏蔽和防護要求。7.1.2.6高輻射區(qū)房間（如紅區(qū)）之間屏蔽體（間墻、防護門等）的要求如下：a）對于相鄰房間有人員進入工作需求的情況，應(yīng)確保在本房間輻射源不移除的情況下，對相鄰房間的場所劑量率符合分區(qū)控制要求；b）對于相鄰房間不存在人員進入的情況，應(yīng)確保在本房間輻射源不移除的情況下，本房間的輻射源不會影響相鄰房間的屏蔽效果。7.1.2.7對于可能發(fā)生臨界和強中子輻射的實施和廠房應(yīng)著重考慮中子屏蔽。7.1.2.8在確保輻射安全的前提下，屏蔽方案應(yīng)充分考慮施工和安裝的實際可能以及用戶的特定要求。7.1.2.9對于輻射水平高或者貯存大量放射性物質(zhì)的實施，在廢物桶吊運操作時，應(yīng)該考慮壁面和天空反散射的影響，以保證廠區(qū)的輻射分區(qū)滿足設(shè)計的要求。7.1.3反應(yīng)堆及一次屏蔽7.1.3.1反應(yīng)堆及一次屏蔽和輻射防護應(yīng)考慮反應(yīng)堆輻射源的分布、堆結(jié)構(gòu)材料、堆外監(jiān)測儀表位置情況以及堆腔環(huán)縫和管道貫穿等的漏束輻射。7.1.3.2反應(yīng)堆及一次屏蔽，應(yīng)根據(jù)功率運行期間的反應(yīng)堆狀態(tài)參數(shù)，按照標準要求建立反應(yīng)堆模型進行計算分析?；谝淹ㄟ^驗證工程設(shè)計經(jīng)驗或基準驗證，可以通過適當(dāng)?shù)睾喕嬎隳Ｐ?，以提高計算效率。如由于反?yīng)堆具有對稱性，可以根據(jù)堆的特征建立部分堆芯模型；在驗證具有適當(dāng)?shù)谋Ｊ匦缘臈l件下，可以將部分復(fù)雜結(jié)構(gòu)進行打混均一化處理。7.1.3.3基于全壽期的安全性考慮，用于屏蔽設(shè)計、材料輻照損傷及材料活化的粒子輸運計算需要考慮適當(dāng)?shù)谋Ｊ匦?，保證反應(yīng)堆運行的核與輻射安全。7.1.3.4可通過建立模型來計算分析一次屏蔽內(nèi)、外側(cè)中子和光子注量（率）和輻射防護情況。應(yīng)確保核電廠壽期內(nèi)反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面（或1/4壁厚處）、一次屏蔽）混凝土內(nèi)表面（快）中子累積注量低于控制值，確保材料的穩(wěn)定性。7.1.3.5應(yīng)通過分析確定及控制由于輻射沉積在混凝土中的熱能、混凝土的服役溫度，以及混凝土內(nèi)的溫度梯度變化。7.1.3.6由于堆芯輻射出中子與周邊材料作用產(chǎn)生的活化產(chǎn)物成為停堆期間主要輻射源，反應(yīng)堆及一次屏蔽的設(shè)計應(yīng)使人員可達位置和操作區(qū)域的活化產(chǎn)物輻射水平滿足標準要求，保證人員輻射安全。7.1.3.7通過計算分析，確認和控制堆本體等部件受到的輻照和一次屏蔽性能滿足以下要求：a）壽期內(nèi)壓力容器內(nèi)側(cè)單位面積的快中子累積注量一般不超過1×1020（n?cm-2b）一次屏蔽內(nèi)側(cè)中子注量率不大于5×109（n?cm-2?s-1c）一次屏蔽內(nèi)側(cè)光子能量注量率不大于4×1010（MeV?cm-2?s-1d）為限制中子活化的輻射影響，對于停堆后人員可能進入較長時間的操作部位，正常運行工況下其熱中子注量率通常不超過1×105（n?cm-2?s-1e）一次屏蔽混凝土邊界環(huán)境溫度不超過70℃,其沿徑向的溫差不超過100℃/m；7.1.3.8反應(yīng)堆功率運行期間，反應(yīng)堆廠房按照紅區(qū)管控（一般情況下禁止人員進入），特定情況下，工作人員進入操作大廳平臺進行特定操作。因此，一次屏蔽設(shè)計需要保證在反應(yīng)堆功率運行期間，關(guān)鍵區(qū)域（操作大廳平臺）的輻射條件維持人員工作可接受的水平（如使操作大廳平臺場所劑量率不超過10mSv/h）7.1.3.9運行期間，對于堆芯裂變輻射的中子和光子貢獻可忽略的一回路系統(tǒng)設(shè)備房間，其輻射屏蔽應(yīng)包絡(luò)N-16、裂變產(chǎn)物和活化腐蝕產(chǎn)物的輻射。7.1.3.10隨著運行服役時間增加，沉積源項逐年累積（無法清潔去污的部分），一回路與核輔助系統(tǒng)所在房間和區(qū)域的屏蔽應(yīng)考慮核電廠壽期內(nèi)的放射性累積。7.1.3.11為了便于操作和管理，放射性系統(tǒng)中的過濾器和除鹽器通常是集中布置。為了降低工作人員受照劑量，應(yīng)將輻射水平高的過濾器和除鹽器布置在操作間的里面，將輻射水平低的過濾器和除鹽器布置在靠近操作間門口附近，還應(yīng)同時考慮各系統(tǒng)設(shè)備的操作頻次和時間。除此，還應(yīng)此區(qū)域房間布置在T/CEPPCXXXX—XXXX核輔助廠房的適當(dāng)位置，使這些系統(tǒng)中連接過濾器和除鹽器的管線長度盡量短，且盡量避免穿越人員操作區(qū)域。7.1.4燃料組件屏蔽7.1.4.1由天然鈾濃縮加工制造的新核燃料的放射性水平低，一般不需要對其引起的外照射進行防護或屏蔽，但其表面可能存在放射性表面污染沾污（如沾污鈾），因此應(yīng)關(guān)注可能的表面污染和潛在氣載放射性風(fēng)險。7.1.4.2當(dāng)一定數(shù)量燃料組件存放或貯存在同一設(shè)施或容器內(nèi)時，需要關(guān)注臨界問題，屏蔽需要能夠包絡(luò)臨界分析的結(jié)論。7.1.4.3由經(jīng)過輻照的核燃料提取原料以及其與天然鈾濃縮原料混合加工制造的新核燃料（如MOX燃料）具有一定的放射性，因此在其運輸、貯存、轉(zhuǎn)運和裝料過程中，應(yīng)根據(jù)其輻射特征考慮適當(dāng)?shù)妮椛浞雷o和屏蔽措施。并且一般需要針對臨界問題，作更加嚴格地分析和評估。7.1.4.4對于乏燃料組件的屏蔽應(yīng)基于燃耗深度、反應(yīng)堆運行史、堆內(nèi)輻射時間、功率水平及停堆后的冷卻時間進行包絡(luò)性考慮。7.1.4.5對于乏燃料貯存、轉(zhuǎn)運和運輸設(shè)施和容器（乏燃料冷卻時間不同）的屏蔽，應(yīng)針對其輻射特征（總放射性水平、光子和中子輻射照射貢獻等）以及環(huán)境和人員相關(guān)操作等情況進行分析。7.1.4.6燃料轉(zhuǎn)運通道屏蔽應(yīng)基于具有包絡(luò)性的乏燃料組件源項確定，確保乏燃料轉(zhuǎn)運期間燃料轉(zhuǎn)運通道外人員輻射安全。7.1.4.7燃料貯存水池屏蔽設(shè)計應(yīng)按照乏燃料組件貯滿狀態(tài)進行分析?；谌剂腺A存水池幾何尺寸與乏燃料組件尺寸比例對輻射的影響、池水的屏蔽能力以及計算效率等現(xiàn)實因素，燃料貯存水池屏蔽設(shè)計中可以考慮具有包絡(luò)性的適當(dāng)數(shù)量對稱分布的最深燃耗、最少冷卻時間的乏燃料組件。7.1.4.8對于池水屏蔽深度、周邊屏蔽薄弱點（如燃料轉(zhuǎn)運通道與貯存水池之間，以及容器裝載井與貯存水池之間的密封閘門）的屏蔽設(shè)計，應(yīng)結(jié)合燃料組件整個存放的動態(tài)過程進行分析。7.1.4.9由于密封閘門厚度受到限制，密封閘門處屏蔽能力減弱，遵循輻射防護最優(yōu)化原則，可在正常運行時可以通過采取管理措施以及乏燃料組件排列調(diào)整等防護措施。7.1.5屏蔽體的貫穿7.1.5.1穿過屏蔽體的套管、風(fēng)管、給排水管和電纜管等，應(yīng)充分考慮可能的孔道和漏束效應(yīng)對屏蔽能力的影響，若屏蔽能力被減弱，應(yīng)進行補償。7.1.5.2貫穿輻射屏蔽設(shè)計旨在使核電廠正常運行、去污檢修和事故處理等情況下人員受到的輻照劑量在滿足限值和設(shè)計要求的條件下，可合理達到盡量低的水平。為確保工作場所的劑量率水平達到設(shè)計要求，遵照輻射防護最優(yōu)化原則有效保證工作人員的安全，應(yīng)根據(jù)區(qū)域功能特點，對由于各系統(tǒng)管道使墻體屏蔽效果明顯削弱的情況進行屏蔽分析，并制定兼具安全性、經(jīng)濟性、可行性和可靠性的屏蔽優(yōu)化設(shè)計方案。7.1.5.3針對各系統(tǒng)設(shè)計和布置特征，貫穿屏蔽設(shè)計方案主要采用多重彎曲孔道方式和局部補償屏蔽方式。設(shè)計中采取以下措施和手段協(xié)同完善貫穿屏蔽方案：a)依據(jù)房間布置、輻射場等情況，可采用各型弧形貫穿，盡量避免直接貫穿，并綜合考慮該房間與相鄰房間的輻射分區(qū)、人員進出情況等因素后，有機結(jié)合房間拐角、樓板等布設(shè)管道；b）貫穿位置應(yīng)盡量遠離人員通行或可能接近的區(qū)域，避免和降低對房間內(nèi)系統(tǒng)裝置和設(shè)備布置的影響；貫穿部件通常應(yīng)布置在距離低輻射分區(qū)房間的樓板盡量高的位置。c）合理安排多個貫穿之間的距離、位置，以使屏蔽后的劑量率達到最低、補償屏蔽最?。ㄈ缤粔w內(nèi)的多個貫穿高低交錯布置、調(diào)整管道走向d）在貫穿造成的薄弱處設(shè)置補償屏蔽，將補償屏蔽體（塊）布置在不影響人員通行、設(shè)備移動和布置的位置（如布置在墻內(nèi)、墻邊、房間角落等e）將貫穿出口角度和方向布置在對外部區(qū)域影響最小的范圍內(nèi)；f）盡量使貫穿避開房間內(nèi)放射性設(shè)備布置，盡量避免貫穿正對輻射源；g）在可行的情況下，應(yīng)將貫穿的截面積和數(shù)目減至最少；h）綜合考慮房間幾何空間尺寸、施工難以程度、工程成本、安全要求（如抗震等級）及其他功能要求（如防火、抗腐蝕性能）等重要因素，選取補償屏蔽體材料、屏蔽方式、屏蔽范圍和屏蔽效果。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.5.4在人員工作位置處，如果任何1m2的屏蔽體面積上，由于孔縫造成的局部削弱在屏蔽體表面處造成的局部外照射劑量率的增加，不超過工作位置處設(shè)計目標值的5倍，且面積不超過100cm2，則這樣的削弱是允許的。在無人工作處，由于孔縫等造成的局部削弱的外照射劑量率可適當(dāng)增加，但使鄰近工作人員接受的附加外照射劑量率不得超過設(shè)計目標值的10%。7.1.5.5應(yīng)對貫穿孔洞進行輻射防護封堵（生物屏蔽封堵和氣密性封堵防止貫穿孔洞導(dǎo)致的射線過量外照射和氣載放射性物質(zhì)擴散到相鄰區(qū)域。7.1.5.6氣密性封堵應(yīng)滿足孔洞兩側(cè)房間能夠保持設(shè)計壓差，避免放射性物質(zhì)的擴散，滿足通風(fēng)系統(tǒng)的設(shè)計條件。7.1.5.7生物屏蔽封堵應(yīng)保證封堵后墻體的屏蔽效果與無孔洞墻體的屏蔽效果相當(dāng)。7.1.5.8應(yīng)重點關(guān)注不同密度屏蔽材料的銜接處（如碳鋼蓋板與混凝土墻體、取樣柜鑄鐵與窺視窗玻璃等），確保由于屏蔽厚度和位置的變化不影響整體屏蔽效果，如有必要應(yīng)設(shè)置適當(dāng)?shù)难a償屏蔽。7.1.5.9高輻射水平區(qū)的人員入口是屏蔽貫穿的特殊情況，這種情況下貫穿的尺寸大于屏蔽厚度。在考慮這種通道的屏蔽措施時，應(yīng)考慮源的強度和所在區(qū)域外側(cè)的劑量率控制值要求。通?？刹捎妹詫m、過渡間或者屏蔽墻（陰影屏蔽），以使散射輻射劑量率不超過該處的控制值。7.1.5.10在高輻射區(qū)或潛在輻射風(fēng)險大的區(qū)域，可通過設(shè)置迷宮進行過渡，形成從高輻射區(qū)到低輻射區(qū)的合理過渡，減小低輻射區(qū)人員的輻照風(fēng)險。7.1.5.11迷宮方案應(yīng)使各類射線經(jīng)過四周墻面多次散射充分減弱后方可到達迷宮口處，應(yīng)確保劑量率不超過該處的控制值。當(dāng)迷宮口的劑量率超過控制值時，可在迷宮口設(shè)置屏蔽門。迷宮的設(shè)計不應(yīng)影響人員進出、設(shè)備移動和系統(tǒng)布置。7.1.5.12放射性廠房的施工縫一般不應(yīng)留設(shè)平縫，應(yīng)留設(shè)成企口施工縫（凹凸施工縫）；施工縫應(yīng)盡量避開放射性設(shè)備室和熱室。7.1.5.13螺旋屏蔽貫穿件是具有屏蔽功能的螺旋形結(jié)構(gòu)體，其形式和結(jié)構(gòu)見圖1。為了保持與屏蔽層相等的防護水平，用來制造螺旋屏蔽的材料密度應(yīng)不小于主體屏蔽層材料的3倍。螺旋屏蔽一般用于屏蔽層材料為混凝土的密封箱室、通風(fēng)、介質(zhì)流通且不需要設(shè)置補充屏蔽。7.1.5.14螺旋屏蔽通常采用鑄鐵、不銹鋼或鉛等金屬制造。如需考慮中子屏蔽，可用聚乙烯、聚丙烯等塑料來制造。7.1.5.15螺旋屏蔽應(yīng)根據(jù)屏蔽效果（屏蔽系數(shù)）、服役環(huán)境及其他條件確定螺旋葉片數(shù)量、螺旋葉片厚度、螺旋葉片間距、螺旋葉片回旋周數(shù)、螺旋屏蔽長度和螺旋屏蔽內(nèi)徑。圖1螺旋屏蔽貫穿件7.1.6屏蔽蓋板和屏蔽門7.1.6.1屏蔽門（防護門）和蓋板應(yīng)使房間或區(qū)域內(nèi)存在的輻射源及可合理預(yù)見的潛在輻射的情況下滿足防護要求。7.1.6.2屏蔽蓋板和屏蔽門應(yīng)達到其所在主體屏蔽（墻體）相同的屏蔽效果，避免直通縫，應(yīng)根據(jù)輻射防護要求確定搭接方式和尺寸，并限制縫隙寬度，必要時進行分階。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.6.3采用澆筑、焊接等方式固定的不可移動的屏蔽蓋板，在確保屏蔽效果的情況下，可不分階。如屏蔽蓋板受到尺寸、重量和搭接寬度限制，而影響屏蔽效果時，應(yīng)在搭接處設(shè)置適當(dāng)?shù)难a償屏蔽，防止輻射漏束和局部的屏蔽削弱。7.1.6.4屏蔽蓋板的分階要求如下：a）放射性設(shè)備室和放射性管溝的混凝土蓋板厚度不超過800mm時，分為二階；大于800mm時，分為三階。b）放射性設(shè)備室采用金屬蓋板或多種材料組合蓋板（如同時屏蔽光子和中子的碳鋼與聚乙烯組合蓋板厚度不超過300mm時，分為二階；大于300mm時，分為三階。c）一般情況，蓋板劃分的每階厚度應(yīng)大體相當(dāng)；對于多種材料組合蓋板，在確保屏蔽效果的情況下，可結(jié)合材料組合情況適當(dāng)調(diào)整每階厚度。d）如蓋板尺寸、重量較大或吊裝條件受到限制，在滿足屏蔽效果和安裝的條件下，可將蓋板分為多層或分塊拼接；如分塊拼接，拼接后的屏蔽和氣密效果應(yīng)滿足要求。e）每階的搭接寬度應(yīng)大于縫寬的3~5倍。7.1.6.5混凝土蓋板的縫寬應(yīng)不大于15mm，金屬蓋板或多種材料組合蓋板的縫寬應(yīng)不大于10mm，并在可行的情況下使縫寬盡量小。7.1.6.6屏蔽蓋板縫隙中應(yīng)采取適當(dāng)方式和材料進行填充，確保滿足氣密性要求。7.1.6.7當(dāng)屏蔽蓋板和屏蔽門采用金屬材料或多種材料組合體，其尺寸、重量和搭接寬度受到限制，應(yīng)在搭接處設(shè)置適當(dāng)?shù)难a償屏蔽。7.1.6.8屏蔽蓋板上的吊件槽孔、屏蔽門的銜接縫等部件或孔縫不應(yīng)影響整體屏蔽效果。7.1.6.9由于生物屏蔽門和生物屏蔽密封門生產(chǎn)成本高、安裝難度大、開閉較繁瑣和管理復(fù)雜，因此在不影響人員出入和設(shè)備搬運的條件下，放射性設(shè)備房間的出入口處可設(shè)置過渡間或迷宮，以減小屏蔽門的厚度，甚至取消屏蔽門。7.1.6.10對于受廠房布置及相關(guān)因素的制約，在合理的位置設(shè)置生物屏蔽門，確定門的開關(guān)方式。7.1.6.11屏蔽門和蓋板防護還應(yīng)根據(jù)情況考慮氣密條件，保證氣密性滿足要求，有效阻止放射性物質(zhì)擴散。在核島廠房內(nèi)考慮到不同工況在存在氣載放射性污染較高的區(qū)域或房間，應(yīng)設(shè)置生物屏蔽密封門（如安全殼的閘門以及堆坑處的生物屏蔽門）以保證其氣密性，明確氣密級別。7.1.7手套箱、工作箱和取樣柜7.1.7.1手套箱、工作箱和取樣柜的屏蔽應(yīng)使工作人員的職業(yè)照射劑量不超過劑量目標，并確保手部皮膚、眼晶體等關(guān)鍵器官和組織的當(dāng)量劑量不超過劑量限值。7.1.7.2手套箱、工作箱和取樣柜的屏蔽層厚度應(yīng)根據(jù)輻射防護計算結(jié)果及工藝操作特點決定。7.1.7.3手套箱、工作箱和取樣柜應(yīng)根據(jù)物料輻射特征、物態(tài)及形態(tài)特征選擇箱體形式和種類、屏蔽材料。7.1.7.4當(dāng)手套箱、工作箱和取樣柜屏蔽外的中子輻射劑量（率）貢獻超過10%時，可增設(shè)中子屏蔽材料，如聚乙烯、含硼聚乙烯等。7.1.7.5手套箱、工作箱和取樣柜的窺視窗材料、厚度、組合形式應(yīng)根據(jù)箱柜內(nèi)物料輻射特征、操作方式、工作要求和輻射防護分析結(jié)果選定。7.1.7.6手套箱、工作箱和取樣柜的窺視窗屏蔽應(yīng)達到箱柜主體的屏蔽效果，并確保工作人員眼晶體當(dāng)量劑量滿足限制要求。7.1.7.7手套箱、工作箱和取樣柜的貫穿件、銜接處的設(shè)計應(yīng)在運行服役條件下，確保整體屏蔽效果和污染控制住設(shè)計要求范圍。7.1.7.8工作人員進行手套箱操作時還應(yīng)重點分析手部受到的輻射照射，通常手部受到的弱貫穿輻射劑量比強貫穿輻射劑量高10倍以上，應(yīng)根據(jù)輻射防護分析確定是否采用防護手套和手持工具。一般情況，應(yīng)根據(jù)廢物的輻射和其他特征，在手套箱中配套不低于0.1mm鉛當(dāng)量的含鉛防護手套，并要求手套具有一定防滲透和耐腐蝕能力，防止體表污染與攝入的放射毒性傷害、內(nèi)照射危害，以及接觸造成的放射性皮膚損傷，確保人員的輻射安全。工作人員在手套箱操作中，應(yīng)在適當(dāng)部位佩戴劑量計（如佩戴在手指上指環(huán)劑量計）。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.7.9手套箱和手套系統(tǒng)中應(yīng)配備輻射和污染水平及泄漏監(jiān)測裝置或系統(tǒng)，在輻射和污染水平超標以及發(fā)生泄漏時進行實時監(jiān)測與報警，人員應(yīng)立即按照規(guī)程停止操作并撤離，盡快進行清潔去污，進一步測量和評估手部受照劑量和污染情況，不操作時手套處應(yīng)有手套孔蓋來保證屏蔽的連續(xù)性。7.1.7.10對于中、高放工作箱和取樣柜，在可行的情況下，可在箱柜內(nèi)增設(shè)內(nèi)置屏蔽結(jié)構(gòu)（如鑄鐵、碳鋼、鉛或復(fù)合材料的屏蔽托盤和屏蔽圍板）以降低箱柜主體屏蔽的厚度、尺寸和重量。7.1.8屏蔽容器7.1.8.1核電廠中常見屏蔽容器包括乏燃料運輸容器、放射性物品屏蔽轉(zhuǎn)運容器、屏蔽檢修裝置等，其屏蔽應(yīng)滿足相關(guān)標準要求，確保人員受照劑量滿足限制要求。7.1.8.2乏燃料運輸容器的防護和屏蔽應(yīng)符合GB11806相關(guān)規(guī)定和要求。乏燃料運輸容器的防護和屏蔽應(yīng)系統(tǒng)分析乏燃料組件特性及源項、裝載方式和數(shù)量、運輸條件、臨界安全和運輸載具等因素，嚴格按照標準要求限制輻射水平和污染水平，控制工作人員和公眾的受照劑量以確保人員的輻射安全，保證物品運輸安全，防止放射性物質(zhì)泄漏和擴散。7.1.8.3乏燃料運輸容器的屏蔽設(shè)計應(yīng)考慮由于燃料組件特性、燃料管理策略、反應(yīng)堆運行史和功率運行水平等因素使燃料組件在軸向和徑向上的燃耗分布和輻射（中子和光子）分布存在的差異。7.1.8.4當(dāng)多個燃料組件聚集裝載時，經(jīng)慢化后的中子會引起易裂變核素（如U-235、PU-239等核素）發(fā)生裂變反應(yīng)，導(dǎo)致中子源增殖。乏燃料運輸容器的屏蔽設(shè)計應(yīng)考慮中子源增殖，在可行的情況下，在容器中設(shè)置中子吸收措施（如中子吸收材料加工的吸收板）。7.1.8.5屏蔽容器通常采用聚乙烯、含硼聚乙烯以及含硼樹脂作為中子屏蔽材料，采用鉛、不銹鋼以及球磨鑄鐵等金屬作為光子屏蔽材料。這些用于屏蔽中子的含氫和硼的有機材料受溫度、濕度及輻照等因素影響較為明顯，會導(dǎo)致材料出現(xiàn)一定程度的質(zhì)量虧損現(xiàn)象；若光子屏蔽材料選用鉛，由于鉛的硬度低，在服役期間也可能發(fā)生一定程度的形變。屏蔽容器的屏蔽設(shè)計應(yīng)能夠適當(dāng)包絡(luò)在各狀態(tài)、運輸工況和服役環(huán)境下由于材料狀態(tài)變化帶來的影響。7.1.8.6遵照防護和安全最優(yōu)化原則和要求，屏蔽容器的屏蔽設(shè)計可通過精細化建模和系統(tǒng)性分析以及經(jīng)實驗驗證的情況下，在確保安全性的同時提升容器的經(jīng)濟性。7.1.8.7屏蔽容器設(shè)計應(yīng)遵循輻射防護最優(yōu)化原則，綜合考慮為減小劑量率而增加的屏蔽厚度與由于容器尺寸、重量增加而延長的工作時間對工作人員所受劑量的影響。在從事容器操作的人員受照劑量沒有明顯增加的情況下，應(yīng)盡可能地縮小屏蔽厚度、減輕屏蔽重量、降低經(jīng)濟成本、便于人員操作和維修。7.1.8.8應(yīng)結(jié)合工作人員操作內(nèi)容、操作方式以及操作頻次等因素綜合考慮廠內(nèi)檢修容器或運輸容器外表面的劑量率水平和表面污染水平，以保護工作人員的輻射安全。7.1.8.9對于人員有接近需求的屏蔽容器，表面劑量率通常應(yīng)不大于2mSv/h；特殊情況下，表面劑量率可以放寬到不大于10mSv/h；具體應(yīng)根據(jù)工藝條件，現(xiàn)場工作人員的操作情況以及劑量控制要求進行綜合考慮。7.1.9臨時屏蔽7.1.9.1對于那些由于空間、位置、形狀和設(shè)備布置等因素而使固定屏蔽措施不適宜、不適當(dāng)、不現(xiàn)實或不可行的情況，可選擇可拆裝的臨時屏蔽。如包裹在放射性水平高的設(shè)備或管道上的柔性屏蔽，以及通過搭建臺架設(shè)置的屏蔽體。7.1.9.2對于有人員進出需求（頻次較低）的高輻射區(qū)房間或區(qū)域，可以采用可裝卸拼接的屏蔽塊對人員出入口進行封堵。應(yīng)采用適當(dāng)形式和形狀的封堵屏蔽塊及拼接方式，拼接后的屏蔽體不應(yīng)存在直接貫穿縫隙，安裝后的屏蔽體的整體屏蔽效果應(yīng)在服役期內(nèi)滿足屏蔽和防護要求。7.1.10屏蔽材料7.1.10.1核電廠屏蔽材料的選擇應(yīng)考慮輻射類型及能量（中子、光子和β射線材料和射線的相互作用（如散射、吸收、次級輻射的產(chǎn)生、活化等），并綜合考慮材料的其他性能（機械性能、穩(wěn)定性、與其他材料的相容性，結(jié)構(gòu)特性），服役環(huán)境條件，以及材料老化、防火性能、耐溫性能、空間和重量的限制等因素。7.1.10.2屏蔽材料應(yīng)適于所服役的環(huán)境，滿足相應(yīng)的要求，如輻照、溫濕度、酸堿腐蝕、老化、變性7.1.10.3在核電廠運行壽期內(nèi)，屏蔽材料性能應(yīng)能始終滿足設(shè)計要求。應(yīng)選用性能穩(wěn)定、無毒、無特殊氣味、容易獲得、運輸方便的材料。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.10.4可以根據(jù)防護用途和目的（如作為永久屏蔽、臨時屏蔽或防護用品）合理選擇屏蔽材料。7.1.10.5對于存在多種輻射類型的混合輻射場，應(yīng)依據(jù)輻射源具體特征（如各種射線的總強度、能譜）選擇復(fù)合型屏蔽材料或選擇采用多種材料的組合。7.1.10.6對于強中子源的屏蔽，可通過非彈性散射截面高的重核材料對快中子進行慢化，慢化下來的中低能中子與輕核材料（如材料中的H元素）發(fā)生彈性散射，能量進一步降低（慢化為熱中子），單質(zhì)硼或硼的化合物中的B-10吸收由之慢化的熱中子。屏蔽材料及其組合不僅可高效率地慢化和吸收中子，由于中子總的強度大幅降低，還可極大地減少的中子與屏蔽材料反應(yīng)產(chǎn)生的次級輻射，并可以有效屏蔽掉γ射線以及中子與屏蔽材料產(chǎn)生的次級的γ射線。7.2源項控制7.2.1輻射源項是影響核電廠整體輻射水平的根本因素，對輻射源項進行控制是核電廠輻射防護的基礎(chǔ)。在核電廠設(shè)計階段初期就應(yīng)當(dāng)對輻射源項的控制加以考慮，并在現(xiàn)行技術(shù)基礎(chǔ)上進行最優(yōu)化設(shè)計。7.2.2活化腐蝕產(chǎn)物活化腐蝕產(chǎn)物控制的方法主要包括：a）材料選擇應(yīng)選擇適當(dāng)?shù)牟牧?，控制材料中形成活化腐蝕產(chǎn)物的源頭核素的含量。在現(xiàn)有技術(shù)和可合理施行的情況下，盡可能地降低反應(yīng)堆和主回路系統(tǒng)部件材料中的鈷、銀及銻的雜質(zhì)含量，或減少及避免使用含有這些核素的材料。反應(yīng)堆及主回路壓力邊界大部分材料主要是鎳基合金，設(shè)計中可考慮采用其他合適的材料適當(dāng)取代鎳基合金。應(yīng)控制耐腐蝕的鎳基合金材料中都含鈷雜質(zhì)（Co-59）的質(zhì)量含量（如不超過0.05%wt）。在經(jīng)濟和技術(shù)條件允許的情況下，應(yīng)減少這些高鈷材料的使用，并對使用高鈷材料部件的主回路及相關(guān)聯(lián)的系統(tǒng)進行評估，盡量減少采用含高鈷材料的設(shè)備。應(yīng)嚴格從源頭上對活化腐蝕產(chǎn)物進行控制，一旦形成活化腐產(chǎn)物，在若干循環(huán)之內(nèi)都是極難降低或消除的。除此以外，還應(yīng)關(guān)注整個運行和停堆狀態(tài)及狀態(tài)變化期間冷卻劑與材料的相容，尤其是注意晶間應(yīng)力腐蝕裂紋的問題。b）材料表面處理主回路及相關(guān)聯(lián)的系統(tǒng)的設(shè)備和管道表面進行拋光、鈍化或鍍鉻處理以減小活化腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生與累積。尤其應(yīng)針對焊縫處的表面進行仔細的檢視和拋光處理，保證其粗糙度滿足要求，不應(yīng)存在裂縫、孔隙和凸陷。鈍化或鍍鉻處理可以增加材料耐腐蝕性能，有效降低材料腐蝕程度和速率，進一步阻止材料被腐蝕。對于反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件等重要部件可采用鍍鉻的表面處理。c）化學(xué)控制1）初次啟堆的化學(xué)控制：宜在裝料前進行一次為期數(shù)周的熱態(tài)運行，在此過程中應(yīng)注意消除介質(zhì)中的氧，維持系統(tǒng)介質(zhì)的化學(xué)特性，并保證系統(tǒng)充足的凈化能力。2）運行中的化學(xué)控制：為減少回路中的腐蝕產(chǎn)物傳輸，服役條件下應(yīng)盡量保持pH值恒定在6.9~7.2的范圍內(nèi)。為了減少一回路與冷卻劑接觸材料的腐蝕，除控制pH之外，還需要控制冷卻劑中的氧、氟化物、氯化物、硫酸鹽等的含量，以減少材料的腐蝕，降低機組的輻照劑量；同時，控制硅、鈣、鎂、鋁等雜質(zhì)的含量，減少雜質(zhì)在燃料元件表面上的沉積，降低機組的輻照劑量。并且，控制介質(zhì)中氫的含量，有利于抑制冷卻劑介質(zhì)的輻照分解，有助于維持冷卻劑的還原性環(huán)境條件。3）停堆期間化學(xué)控制主要包括：——設(shè)置凈化系統(tǒng)或設(shè)備核電廠應(yīng)設(shè)置去除未被活化的非放射性腐蝕產(chǎn)物和放射性活化腐蝕產(chǎn)物的凈化系統(tǒng)。凈化系統(tǒng)采用過濾器和除鹽器去除介質(zhì)中的（活化）腐蝕產(chǎn)物，凈化系統(tǒng)應(yīng)能夠包絡(luò)反應(yīng)堆啟動和冷停堆狀態(tài)時陡增的腐蝕產(chǎn)物和裂變產(chǎn)物?！到y(tǒng)的優(yōu)化核電廠應(yīng)基于現(xiàn)有技術(shù)和可施行的條件下，應(yīng)對主回路與和輔助系統(tǒng)的布設(shè)進行優(yōu)化。盡量控制放射性系統(tǒng)的總體量，優(yōu)化設(shè)備數(shù)量、減少管道數(shù)量和長度、減少或避免系統(tǒng)中的無法或難以去污的死角和U形管段，以降低活化腐蝕產(chǎn)物沉積。應(yīng)盡量將這些系統(tǒng)集中布置，靠近反應(yīng)堆廠房進行布置，減T/CEPPCXXXX—XXXX少或避免跨越或貫穿于不同廠房，這樣可大幅降低由于抗震等安全要求設(shè)置的轉(zhuǎn)彎，減少活化腐蝕產(chǎn)物在系統(tǒng)中的沉積總量。7.2.3裂變產(chǎn)物裂變產(chǎn)物主要來自燃料包殼破損的燃料元件，還有很小的部分來自燃料組件表面的沾污鈾。燃料包殼破損的主要原因是隨冷卻劑流動的微小顆粒與包殼作用所致的，可在適當(dāng)位置安裝過濾措施可大幅減少包殼破損。應(yīng)嚴格控制包殼沾污的鈾。在適當(dāng)和可行的情況下，應(yīng)盡快將包殼破損的燃料元件從反應(yīng)堆中取出，減少由破損處釋放到冷卻劑中的裂變產(chǎn)物。應(yīng)對運行狀態(tài)下冷卻劑放射性活度（濃度）進行監(jiān)測，設(shè)置適當(dāng)?shù)倪\行限值，當(dāng)冷卻劑放射性活度（濃度）超過運行技術(shù)規(guī)格書中規(guī)定的運行限值時，必須在要求的時間內(nèi)停堆。同時，在停堆換料操作期間，也應(yīng)采取包殼失效的監(jiān)測手段。7.3廠房布置應(yīng)合理地布置含有放射性物質(zhì)的系統(tǒng)、設(shè)備和廠房，減少工作人員接近高輻射區(qū)的次數(shù)，可以使操作方便，減少工作人員在輻射區(qū)的停留時間，從而降低工作中人的受照劑量。在設(shè)計中按以下原則進行布置：a）將放射性的廠房、設(shè)備與非放射性的廠房、設(shè)備分開布置；b