核电厂的辐射防护(刘原中)

1、1,1,概述概述 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。1.1,1.1,目的目的1.2,1.2,范围范围 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）核电厂退役对工作人员的辐射防

2、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本课程只介绍核电厂运行期间对工作人员的辐射防护。作人员的辐射防护。1.3,1.3,剂量限值和剂量约束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。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剂量限值和剂量约束应符合国标GB18871-2002GB18871-2002

3、电离辐射防护和辐射源安全基本标准的规定电离辐射防护和辐射源安全基本标准的规定。（1 1）职业照射工作人员的年个人剂量限值为）职业照射工作人员的年个人剂量限值为2020毫希沃特（毫希沃特（mSvmSv）（）（5 5年平均值），任何单一年年平均值），任何单一年份不应超过份不应超过5050毫希沃特（毫希沃特（mSvmSv）。）。（2 2）核安全导则）核安全导则HAD102/12HAD102/1220112011核动力厂核动力厂辐射防护设计（报批稿）中，提出了职业照射辐射防护设计（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工作人员的个人剂量约束应不超过1515毫希沃特毫希沃特/ /年年（

4、mSv/amSv/a）。）。1.4,1.4,最优化原则的应用最优化原则的应用 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：于核电厂来说，应做到：（1 1）在考虑了下列经济和社会因素之后，所有的照射都）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（即水平（即ALARAALARA原则）：原则）： 1 1）应当通过辐射防护措施，把核电厂运行状态引起的）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

5、进一步增加设计、建造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）。济因素）。 2 2）设计中应考虑减小辐射防护控制区中不同类型工作）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（社会因素）。可能受到最大照射的工作的恶劣工作条件（社会因素）。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。人员包括换料、维修、检查和辐射防护人员等。（2 2）辐射防护最优化应

6、对一系列的防护措施进行选）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案和比较准则及数值。最后，对这些方案进行评估和比较。和比较。（3 3）最优化的概念还应当用于避免或者减轻导致工）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作人员或者公众照射的核电厂事故后果的设计特征中。中。1.5,1.5,设计目标设计目标 对于核电厂运行期间的设计目标主要

7、是：对于核电厂运行期间的设计目标主要是：（1 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）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，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。为剂量限值的一个适当的份额。（2 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）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量贡献最大的有关方面，需要对

8、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。运行中剂量管理的依据。（3 3）集体剂量的设计目标可用人）集体剂量的设计目标可用人 希沃特希沃特/ /吉瓦吉瓦 年（年（manSv/GWe

9、amanSv/GWea）的形式来表示。一般而言，集体剂量设计）的形式来表示。一般而言，集体剂量设计目标应不超过目标应不超过1 manSv/GWea1 manSv/GWea（单一年份的上限值）。（单一年份的上限值）。2,2,压水堆压水堆(PWR)(PWR)核电厂简介核电厂简介 核电用的核反应堆的堆型有核电用的核反应堆的堆型有1010多种，其中较为成熟的有压水多种，其中较为成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆（堆、沸水堆、石墨气冷堆（COCO2 2或氦气冷却）、石墨水堆和重或氦气冷却）、石墨水堆和重水堆。水堆。 我国目前已建和拟建的堆型有：压水堆（我国目前已建和拟建的堆型有：压水堆（PWR)PWR)

10、和重水堆和重水堆(HWR)(HWR)、高温气冷堆、高温气冷堆(HTR)(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不同，使得为辐射防护设计的基础“辐射源项辐射源项”（核素种类、（核素种类、活度大小、和分布等）各有不同，活度大小、和分布等）各有不同，使得使得辐射防护设计上也约有辐射防护设计上也约有不同不同，但，但辐射防护的设计原则都一样辐射防护的设计原则都一样。因而以压水堆型核电厂因而以压水堆型核电厂（PWR)PWR)为基础介绍的内容，其它堆型核电厂也可参考。对于高为基础介绍的内容，其它堆型核

11、电厂也可参考。对于高温气冷堆温气冷堆HTRHTR和和重水堆重水堆HWRHWR的的“辐射源项辐射源项”，有特殊的地方，有特殊的地方也作一些简单介绍。也作一些简单介绍。2.1,2.1,核电厂的反应堆堆型核电厂的反应堆堆型压水堆压水堆(PWR)示意图示意图u 图图2.12.1给出了压水堆核电厂的主要系统示意图，由给出了压水堆核电厂的主要系统示意图，由该图可知，压水堆核电厂主要系统有：该图可知，压水堆核电厂主要系统有：u堆本体、堆本体、u一次冷却系统；一次冷却系统；u化容控制系统；化容控制系统；u堆安全系统；堆安全系统；u燃料操作系统；燃料操作系统；u三废处理系统；三废处理系统；u二回路透平发电系统。

12、二回路透平发电系统。 2.2,2.2,压水堆核电厂的主要系统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；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；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。电系统布置在透平厂房内。 堆本体是一个圆柱形压力容器（也称压力堆本体是一个圆柱形压力容器（也称压力壳），内部装有堆芯

13、燃料组件及上、下支撑壳），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。热量带走，从堆芯上部流出。 一次冷却剂系统主要由蒸汽发生器、循环泵、一次冷却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

14、汽，供给透平发电机发电。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、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：硼酸罐及一些泵和热交换器组成，主要作用是：（1 1）连续对部分冷却剂进行净化以保持冷却剂的）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；（水质和降低冷却剂的放射性水平；（2 2）向一次冷）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；（剂体积的变化，保持稳压器的水位；（3 3）调节冷）调节冷却剂中硼酸的浓度；（却

15、剂中硼酸的浓度；（4 4）提供主循环泵的轴封用）提供主循环泵的轴封用水等水等。 堆安全系统主要是针对失水事故设置的，其中包堆安全系统主要是针对失水事故设置的，其中包括：（括：（1 1）应急堆芯冷却系统，由蓄压水箱注入，）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，向堆芯提供应急高压注入和低压注入等系统组成，向堆芯提供应急冷却；（冷却；（2 2）安全壳喷淋系统，用来降低事故时安）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全壳内的压力、温度及空气中放射性碘和微尘的浓度；（度；（3 3）余热去除系统，用于去除停堆后的堆芯）余热去除系统，用于去除停

16、堆后的堆芯剩余发热；（剩余发热；（4 4）安全壳内空气循环过滤系统；（）安全壳内空气循环过滤系统；（5 5）安全壳隔离系统。）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、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、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。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。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。但蒸汽压力较低，蒸汽量较大。 三废处理系统：（

17、三废处理系统：（1 1）废气处理系统，对于放射）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。通常采用压缩贮存或活性炭吸附贮存进行衰变。（2 2）废液处理系统，采用过滤、离子交换、蒸）废液处理系统，采用过滤、离子交换、蒸发浓缩的办法进行净化处理；（发浓缩的办法进行净化处理；（3 3）固体废物，）固体废物，常采用去污、压缩，粉碎、焚烧处理，最后装桶，常采用去污、压缩，粉碎、焚烧处理，最后装桶，送往处置库。送往处置

18、库。2.3,2.3,压水堆核电厂的主要参数压水堆核电厂的主要参数表表2.1 压水堆核电厂的主要参数压水堆核电厂的主要参数参数名称参数名称单位单位岭澳核电厂岭澳核电厂1 1# #、2 2# #机组机组秦山二期核电厂秦山二期核电厂1 1# #、2 2# #机组机组热功率热功率MWtMWt2895289519301930电功率电功率MWeMWe900900600600环路数环路数条条3 32 2主冷却剂主冷却剂/ /运行压力运行压力（绝对）（绝对）MWaMWa15.515.515.515.5主冷却剂进主冷却剂进/ /出口温度出口温度292.4/327.6292.4/327.6292.8/327.22

19、92.8/327.2每条环路流量每条环路流量m m3 3/s/s6.616.616.486.48燃料组件数燃料组件数盒盒157157121121铀的总装量铀的总装量T T72.06372.06355.855.8活性区高度（冷态）活性区高度（冷态）M M3.663.663.6583.658活性区等效直径（冷态）活性区等效直径（冷态）M M2.672.67蒸汽发生器二次侧压力蒸汽发生器二次侧压力MpaMpa6.716.718.68.6蒸汽发生器二次侧温度蒸汽发生器二次侧温度316316（1 1）瞬发裂变）瞬发裂变 射线射线U-235U-235每次裂变平均发出每次裂变平均发出8.18.10.30.3

20、个个 光子，这些光子带光子，这些光子带走的总能量为走的总能量为7.257.250.26MeV0.26MeV，光子的能量在，光子的能量在10KeV10KeV10MeV10MeV之间，平均能量约之间，平均能量约0.9 MeV0.9 MeV。U-235U-235裂变，每瓦的裂裂变，每瓦的裂变次数为变次数为3.13.110101010。对于秦山二期核电厂对于秦山二期核电厂1 1# #、2 2# #机组热功率为机组热功率为1930MW1930MW的核电的核电厂，因而瞬发裂变厂，因而瞬发裂变 的强度：按能量约为的强度：按能量约为1.931.9310109 93.13.1101010107.25=4.347

21、.25=4.3410102020 MeV/s MeV/s；按；按 光子光子数约为数约为4.854.8510102020 光子光子/s /s。单位功率瞬发裂变。单位功率瞬发裂变 强度约为强度约为2.252.2510101717 MeV/MW.s MeV/MW.s，和，和平均约平均约2.512.5110101717光子光子/MW.s/MW.s。 3,3,核电站的辐射源核电站的辐射源 3.1,3.1,反应堆堆芯中的辐射源反应堆堆芯中的辐射源3.1.1,3.1.1, 射线射线（2 2）裂变产物发出的缓发）裂变产物发出的缓发 射线射线U-235U-235裂变产生大量的裂变产物，它们的质量数从裂变产生大量

22、的裂变产物，它们的质量数从7272到到166166，共计，共计300300多种同位素，加上堆芯内的活化产物和超多种同位素，加上堆芯内的活化产物和超铀元素，在堆芯内总共约有铀元素，在堆芯内总共约有400400种放射性核素。这些裂变种放射性核素。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、 射线（有的还发出中子），混合裂变产物射线（有的还发出中子），混合裂变产物 射线的能量射线的能量在在10KeV10KeV6.7MeV6.7MeV之间。之间。（3 3）其它）其它 射线射线堆芯中发的堆芯中发的 射线，除上两项之外还有热中子俘获射线，除上

23、两项之外还有热中子俘获 ，快中，快中子的非弹性散射子的非弹性散射 、核反应产物、核反应产物 、活化产物、活化产物 、湮没辐射、湮没辐射和轫致辐射等。这些和轫致辐射等。这些 射线在数量上和所带走的总能量都射线在数量上和所带走的总能量都比前两项小，但俘获比前两项小，但俘获 和非弹性散射和非弹性散射 可产生在屏蔽体内，可产生在屏蔽体内，且俘获且俘获 的能量很高（的能量很高（6 68MeV8MeV），因而在屏蔽计算时必），因而在屏蔽计算时必须考虑。须考虑。 表表3.13.1给出了给出了U-235U-235裂变裂变单位功率下单位功率下混和裂变产物的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

24、）放射性总活度与辐照时间（即反应堆的运行时间）和冷却时间的关系和冷却时间的关系。由该表给出的数值可知，。由该表给出的数值可知，长期长期运行情况下单位功率裂变产物放射性总活度为运行情况下单位功率裂变产物放射性总活度为1.681.6810101717Bq/MWBq/MW。 表表3.23.2给出了给出了单位功率下单位功率下 射线总强度与辐照时间和射线总强度与辐照时间和冷却时间的关系冷却时间的关系。在长期运行情况下单位功率裂变在长期运行情况下单位功率裂变产物产物 射线总强度约为射线总强度约为8.478.4710101010 MeV/W.s MeV/W.s。 表表3.33.3给出了反应堆满功率运行给出了

25、反应堆满功率运行3 3年，停堆后不同冷年，停堆后不同冷却时间单位功率下却时间单位功率下U-235U-235裂变的部分裂变产物的活裂变的部分裂变产物的活度。由度。由该表该表给出的数值可知，大部分核素是短寿命给出的数值可知，大部分核素是短寿命核素核素，停堆停堆1 1小时后其堆芯内的总活度就衰变掉小时后其堆芯内的总活度就衰变掉9999以上，停堆以上，停堆1 1年后就只剩下原来的约年后就只剩下原来的约0.06%0.06%。 必须指出的是，表必须指出的是，表3.13.1表表3.33.3给出的数值是给出的数值是U-235U-235裂变产生的裂变产物的数值。而实际上在堆芯内还有裂变产生的裂变产物的数值。而实

26、际上在堆芯内还有其它核素的裂变，例其它核素的裂变，例U-238U-238的快中子裂变，的快中子裂变，U-238U-238吸吸收中子后转变成收中子后转变成Pu-239Pu-239的裂变，此外，堆芯中还有结的裂变，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，表于一个实际的核电厂，表3.13.1表表3.33.3给出的数值只能给出的数值只能是堆芯辐射源项的近似代表。是堆芯辐射源项的近似代表。 表表3.43.4给出了华能山东岛湾核电厂高温气冷堆核电站给出了华能山东岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程（代号示范工程（代号H

27、TR-PMHTR-PM）堆芯主要核素放射性总量。）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约为单位功率裂变产物放射性总活度约为1.591.5910101717Bq/MWBq/MW。 3.1.2 3.1.2 中子中子（1 1）瞬发裂变中子）瞬发裂变中子u U-235 U-235一次裂变平均放出一次裂变平均放出2.52.5个中子，携带的能量约为个中子，携带的能量约为5MeV5MeV，中，中子的能量从子的能量从evev量级一直到量级一直到18MeV18MeV，平均能量约平均能量约2 MeV2 MeV。但超过但超过10MeV10MeV的中子携带的能量不到总能量的的中子携带的能量不到总能量的

28、1%1%，所以一般认为中子，所以一般认为中子的能量上限为的能量上限为14MeV14MeV。（2 2）其它中子）其它中子u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核反应）中子。缓发中子是某些裂变产物( (例例8787BrBr、8888BrBr、8989BrBr等等) )衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓变中子为衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓变中子为0.01580.0158个，而且个，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能量很低。活化产物中子是堆芯中的某些活化产物

29、衰变时放出的中子。例中子。例1717O(n,p)O(n,p)1717NN反应产生的反应产生的1717NN，在衰变时放出，在衰变时放出1 1个能量为个能量为1MeV1MeV的中子。光击中子是高能的中子。光击中子是高能 射线引起的射线引起的(,n)(,n)反应产生的中子，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。但所有这些中子在辐射防护上意义都不大。u 瞬发裂变瞬发裂变 和瞬发裂变中子，只在反应堆运行时才产生。一停堆则消失。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和中子辐射在反应堆停堆后仍然存在，也是

30、反应堆停堆后要继续考虑的辐射源。还有虑的辐射源。还有 、 、质子等辐射，一般不考虑、质子等辐射，一般不考虑。3.2 3.2 冷却剂系统中的放射性冷却剂系统中的放射性 （一）（一）PWRPWR 在在PWRPWR主冷却剂水中放射性物质的来源为：主冷却剂水中放射性物质的来源为： （1 1）包壳破损的燃料元件裂变产物的泄漏；）包壳破损的燃料元件裂变产物的泄漏； （2 2）燃料元件表面污染的铀，发生裂变产生的裂变产物；）燃料元件表面污染的铀，发生裂变产生的裂变产物； （3 3）冷却剂回路管道内表面、堆内构件和设备表面的腐）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

31、通过堆芯时被蚀产物的活化（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被腐蚀下来进入冷活化，另一种是堆内构件先被活化后再被腐蚀下来进入冷却剂）；却剂）； （4 4）冷却剂水本身、原有杂质及化学添加物（例如硼、）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。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。的沉积会使水中放射性浓度降低。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给给出了国标出了国标GB/T

32、13976-92GB/T13976-92压水堆核电厂运行工况下压水堆核电厂运行工况下的放射性源项的放射性源项中提供的中提供的参考压水堆核电厂采用参考压水堆核电厂采用UU型管式蒸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。（参考堆参考堆的主要参数见讲义中的表的主要参数见讲义中的表3.5)3.5)。由表中的数值可知：。由表中的数值可知： 1 1）主冷却剂水中裂变产物的浓度约为主冷却剂水中裂变产物的浓度约为2.562.5610102 2 MBq/kg MBq/kg，单位功率下的浓度约为；单位功率下的浓度约为；7.537.53101

33、02 2 Bq/W.kgBq/W.kg。 2 2）腐蚀活化产物（包括水和其中杂质）的浓度约为）腐蚀活化产物（包括水和其中杂质）的浓度约为2.23MBq/kg2.23MBq/kg（除（除N-16N-16外）。外）。 3 3）N-16N-16（来自（来自1616O(n,p)O(n,p)1616NN反应）的浓度很高，约为反应）的浓度很高，约为1.481.4810103 3 MBq/kg MBq/kg，它发出的，它发出的 射线能量很高射线能量很高（6.128MeV6.128MeV和和7.115MeV7.115MeV），这对主冷却剂系统在堆芯外），这对主冷却剂系统在堆芯外的回路屏蔽设计很重要。的回路屏蔽

34、设计很重要。 4 4）氚的浓度约为）氚的浓度约为3.703.7010101 1 MBq/kg MBq/kg，它来自，它来自U-235U-235的三的三裂变及化学添加剂硼和锂的裂变及化学添加剂硼和锂的1010B(n, 2)B(n, 2)3 3HH、6 6Li(n, )Li(n, )3 3HH等等主要反应产生。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除的方法，在气态和液态流出物中以HTOHTO的形式排向环境。的形式排向环境。 必须指出的是：必须指出的是：1 1）表）表3.63.6给出的数值只是参考堆的典型值，对于一个具体

35、核电厂必须给出的数值只是参考堆的典型值，对于一个具体核电厂必须根据它堆芯和主回路的设计进行计算，得出实际的主冷却剂水中的放根据它堆芯和主回路的设计进行计算，得出实际的主冷却剂水中的放射性浓度。射性浓度。2 2）核电厂工作人员受到的辐射剂量大约）核电厂工作人员受到的辐射剂量大约7070来自于检修，而检修时来自于检修，而检修时的剂量又主要来自主回路设备中沉积的腐蚀活化产物量，的剂量又主要来自主回路设备中沉积的腐蚀活化产物量，特别是特别是Co-Co-6060。因而设计中设法降低主冷却剂水中的腐蚀活化产物浓度十分重因而设计中设法降低主冷却剂水中的腐蚀活化产物浓度十分重要。选低钴不锈钢，降低水中要。选低

36、钴不锈钢，降低水中Co-60Co-60的活度。的活度。（二）（二）HTRHTR（高温气冷堆）（高温气冷堆）HTRHTR主回路冷却剂是氦气，活化产物不是来源于水对堆内结构材料主回路冷却剂是氦气，活化产物不是来源于水对堆内结构材料（包括元件包壳）腐蚀产物的活化，而是来源于燃料元件包壳石墨和（包括元件包壳）腐蚀产物的活化，而是来源于燃料元件包壳石墨和结构材料石墨中吸附的杂质氮、氧等（特别是石墨含有的杂质锂，因结构材料石墨中吸附的杂质氮、氧等（特别是石墨含有的杂质锂，因6 6Li(n, )Li(n, )3 3HH反应产生的氚是主冷却剂氦中氚的主要来源）的活化，以反应产生的氚是主冷却剂氦中氚的主要来源）

37、的活化，以及石墨和氦本身的活化，生成的活化产物主要的是及石墨和氦本身的活化，生成的活化产物主要的是C-14C-14、H-3H-3。因而。因而HTRHTR主冷却剂氦中的活化产物很低，这就较大地降低了检修时工作主冷却剂氦中的活化产物很低，这就较大地降低了检修时工作人员可能受到的剂量。人员可能受到的剂量。表表3.73.7给出了给出了HTR-PMHTR-PM主冷却剂氦中放射性核素浓度。总活度约为主冷却剂氦中放射性核素浓度。总活度约为5.965.9610101111BqBq，浓度约为，浓度约为8.78.710105 5Bq/LBq/L，单位功率下的裂变产物浓，单位功率下的裂变产物浓度约为；度约为；3.5

38、3.51010-3-3Bq/W.LBq/W.L，大大低于，大大低于PWRPWR。 HTR HTR采用包覆颗粒燃采用包覆颗粒燃料，料，4 4层包覆层（由内到外分别是疏松热解碳层、内致密热解碳层、层包覆层（由内到外分别是疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层、外内致密热解碳层）对裂变产物有很强的阻挡能力。碳化硅层、外内致密热解碳层）对裂变产物有很强的阻挡能力。（三）（三）HWRHWR（重水堆）（重水堆）HWRHWR它的主回路系统包括热传输系统和慢化剂系统。热传它的主回路系统包括热传输系统和慢化剂系统。热传输系统是加压重水作为冷却剂，与燃料元件直接接触，因而输系统是加压重水作为冷却剂，与燃料元件直接

39、接触，因而冷却剂重水中的辐射源类似于冷却剂重水中的辐射源类似于PWRPWR，有裂变产物和腐蚀活，有裂变产物和腐蚀活化产物（包括重水和其中杂质的活化）。而慢化剂系统以重化产物（包括重水和其中杂质的活化）。而慢化剂系统以重水作为慢化剂，不和燃料元件直接接触，因而慢化剂重水中水作为慢化剂，不和燃料元件直接接触，因而慢化剂重水中不含裂变产物，只含有活化产物，特别是重水中的不含裂变产物，只含有活化产物，特别是重水中的2 2H(n,H(n, ) )3 3HH反应产生的氚，由于量较大，成为一个重要的内反应产生的氚，由于量较大，成为一个重要的内照射辐射源。照射辐射源。对于对于HWRHWR，除在热传输系统和慢化

40、剂系统中的，除在热传输系统和慢化剂系统中的N-16N-16对这对对这对该两系统在堆芯外的回路屏蔽设计很重要之外，还有该两系统在堆芯外的回路屏蔽设计很重要之外，还有 射线射线（特别是（特别是N-16N-16发出的高能发出的高能 ）与氘的相互作用会生成光激中）与氘的相互作用会生成光激中子，在堆芯外的回路屏蔽设计也很重要。子，在堆芯外的回路屏蔽设计也很重要。秦山三期重水堆核电厂热传输系统和慢化剂系统中氚的浓度秦山三期重水堆核电厂热传输系统和慢化剂系统中氚的浓度分别为：分别为：1.781.7810104 4MBq/kgMBq/kg，3.243.2410106 6MBq/kgMBq/kg，此两值，此两值

41、皆比皆比PWRPWR主回路系统中氚的浓度高几个量级。主回路系统中氚的浓度高几个量级。 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 对于对于PWRPWR二回路中的放射性来源于主冷却剂通过破损的蒸二回路中的放射性来源于主冷却剂通过破损的蒸汽发生器换热管向二回路的泄漏。表汽发生器换热管向二回路的泄漏。表3.63.6中给出的二回路炉中给出的二回路炉水和蒸汽中的放射性浓度是基于主冷却剂向二回路的泄漏率水和蒸汽中的放射性浓度是基于主冷却剂向二回路的泄漏率为为3.93.91010-4-4kg/skg/s而计算出来的。二回路水和蒸汽中的放射性而计算出来的。二回路水和蒸汽中的放射性活度较低

42、，该活度较低，该表给出的数值可表给出的数值可知：知：1 1）水中裂变产物浓度约水中裂变产物浓度约8.458.451010-4-4MBq/kgMBq/kg，腐蚀活化产物浓度约，腐蚀活化产物浓度约1.131.131010- -4 4MBq/kgMBq/kg，氚的浓度约，氚的浓度约3.703.701010-2-2 MBq/kg MBq/kg；2 2）蒸汽中裂变蒸汽中裂变产物浓度约为产物浓度约为4.514.511010-5-5MBq/kgMBq/kg，腐蚀产物浓度约，腐蚀产物浓度约4.484.481010-6-6MBq/kgMBq/kg，氚浓度约，氚浓度约3.703.701010-2-2 MBq/kg

43、 MBq/kg。 对于对于HTRHTR，由于二回路的压力高于主回路，除了氚在高温，由于二回路的压力高于主回路，除了氚在高温下通过蒸汽发生器热管管壁穿透进入二回路外，主回路中的下通过蒸汽发生器热管管壁穿透进入二回路外，主回路中的其它放射性核素难以进入二回路，因而对于高温气冷堆二回其它放射性核素难以进入二回路，因而对于高温气冷堆二回路的污染只需考虑氚。路的污染只需考虑氚。 HTR-PM HTR-PM的计算结果为，在稳定运行之后二回路中氚的浓的计算结果为，在稳定运行之后二回路中氚的浓度值约为度值约为3.33.31010-2-2MBq/kgMBq/kg。3.3 3.3 辅助回路中的放射性辅助回路中的放

44、射性 对于对于PWRPWR，在辅助回路中放射性活度较高的是直接与主冷却，在辅助回路中放射性活度较高的是直接与主冷却剂系统有关的部分，即化容控制系统、工艺排水处理系统。剂系统有关的部分，即化容控制系统、工艺排水处理系统。它们的放射性活度同各净化设备（除盐器、过滤器等）的净它们的放射性活度同各净化设备（除盐器、过滤器等）的净化能力、各储存容器的滞留时间和各种核素的化学状态有关。化能力、各储存容器的滞留时间和各种核素的化学状态有关。 图图3.13.1给出了给出了PWRPWR的典型液体系统方块图。的典型液体系统方块图。 表表3.83.8给出了相应设备的去污因子（给出了相应设备的去污因子（DFDF）和各

45、设备入口处的）和各设备入口处的放射性浓度。放射性浓度。该该表给出的数值可表给出的数值可知知，在这些系统中不同设备，在这些系统中不同设备中的放射性活度相差较大，其差值可达约中的放射性活度相差较大，其差值可达约6 6个量级。其中以净个量级。其中以净化除盐器中的放射性浓度最高，因它直接来自堆容器的主冷化除盐器中的放射性浓度最高，因它直接来自堆容器的主冷却剂水，却剂水，例例在入口处在入口处I-131I-131浓度约浓度约2.02.010100 0kBq/gkBq/g；冷凝液过；冷凝液过滤器入口处的放射性浓度较低，滤器入口处的放射性浓度较低，例例I-131I-131浓度约浓度约5.185.1810-10

46、-6 6kBq/gkBq/g。需指出的是该表中给出的数值，只是一个典型压水。需指出的是该表中给出的数值，只是一个典型压水堆的数值，对于一个具体的核电厂则会有不同的数值，因而堆的数值，对于一个具体的核电厂则会有不同的数值，因而该表中给出的数值只是一个参考。该表中给出的数值只是一个参考。 对于对于HTRHTR，直接与主冷却剂系统有关的部分是氦净化系统，直接与主冷却剂系统有关的部分是氦净化系统及其它的再生系统。氦净化系统中的主要设备有尘埃过滤器及其它的再生系统。氦净化系统中的主要设备有尘埃过滤器、电加热器、氧化铜床、中温氦、电加热器、氧化铜床、中温氦/ /氦热交换器、水氦热交换器、水/ /氦冷却器、

47、氦冷却器、气气/ /水分离器、分子筛床、低温氦水分离器、分子筛床、低温氦/ /氦热交换器和低温吸附器。氦热交换器和低温吸附器。辐射源主要有：尘埃过滤器中主要是碘和颗粒物、氧化铜床辐射源主要有：尘埃过滤器中主要是碘和颗粒物、氧化铜床中主要是惰性气体、分子筛床中有惰性气体但更主要的是中主要是惰性气体、分子筛床中有惰性气体但更主要的是H-H-3 3和和C-14C-14、低温吸附器中主要的是惰性气体。、低温吸附器中主要的是惰性气体。 表表3.93.9给出给出HTR-PMHTR-PM氦净化系统中主要设备的计算结果，由氦净化系统中主要设备的计算结果，由该表给出的数值可知：尘埃过滤器中放射性活度约为该表给出

48、的数值可知：尘埃过滤器中放射性活度约为3.53.510109 9BQBQ、氧化铜床中约、氧化铜床中约7.97.910108 8BQBQ、分子筛床中约、分子筛床中约7.77.710101212BQBQ（除（除H-3H-3和和C-14C-14外，约为外，约为3.93.910109 9BQBQ）、低温）、低温吸附器约吸附器约8.18.110101111BQBQ。3.4 3.4 乏燃料的储存与运输系统中的辐射源乏燃料的储存与运输系统中的辐射源 核电厂的放射性物质主要存在于燃料元件中，除了堆芯之外，其次核电厂的放射性物质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运输容器。是乏燃料存放池和运

49、输容器。 对于秦山二期核电厂，根据表对于秦山二期核电厂，根据表3.13.1和表和表2.12.1给出的参数，可估算出一炉给出的参数，可估算出一炉乏燃料的总活度（按运行乏燃料的总活度（按运行3 3年、冷却年、冷却1010天考虑）约天考虑）约4 410101919BqBq。每盒燃。每盒燃料组件的总活度约料组件的总活度约3.33.310101717BqBq。因而储存水池和运输容器的辐射防。因而储存水池和运输容器的辐射防护问题十分重要。护问题十分重要。 对于对于HTR-PMHTR-PM，的燃料元件是包覆颗粒球形元件的燃料元件是包覆颗粒球形元件( (直径直径6cm),6cm),运行方运行方式是连续换料，在

50、运行时每个燃料球内的放射性活度是不同的。达到式是连续换料，在运行时每个燃料球内的放射性活度是不同的。达到燃耗后的燃料球将被卸出，装入乏燃料球罐，每个罐装燃耗后的燃料球将被卸出，装入乏燃料球罐，每个罐装5050万个乏燃料万个乏燃料球罐。球罐。计算给出计算给出一个最新装满乏燃料球的贮存罐中放射性总活度为一个最新装满乏燃料球的贮存罐中放射性总活度为9.69.610101717BqBq。 对于对于HTR-PMHTR-PM，涉及到与燃料元件相关的系统还有燃料球的装卸系，涉及到与燃料元件相关的系统还有燃料球的装卸系统、燃料球的燃耗测量系统、碎燃料球贮存罐、检修时堆芯中全部卸统、燃料球的燃耗测量系统、碎燃料

51、球贮存罐、检修时堆芯中全部卸出时燃料球暂存罐等，它们都具有很高的放射性活度。为节省篇幅，出时燃料球暂存罐等，它们都具有很高的放射性活度。为节省篇幅，此处不再给出。此处不再给出。 3.5 3.5 三废处理系统中的放射性三废处理系统中的放射性 “三废三废”处理系统指的是废汽、废水、废固处理系统。这三处理系统指的是废汽、废水、废固处理系统。这三个系统中的放射性来源较复杂，不同核电厂的放射性水平差别个系统中的放射性来源较复杂，不同核电厂的放射性水平差别也较大。下面只作一个简单的介绍。也较大。下面只作一个简单的介绍。 废气处理系统有：含氢废气处理系统、含氧废气处理系统及废气处理系统有：含氢废气处理系统、

52、含氧废气处理系统及放射性厂房的通风系统。其中放射性活度较高的为含氢废气贮放射性厂房的通风系统。其中放射性活度较高的为含氢废气贮罐，它的放射性来源于直接与主冷却剂相关系统的除气。罐，它的放射性来源于直接与主冷却剂相关系统的除气。 废水处理系统有：工艺疏水处理系统、化学疏水处理系统、废水处理系统有：工艺疏水处理系统、化学疏水处理系统、地面疏水处理系统、洗衣房水和淋浴水处理系统。其中放射性地面疏水处理系统、洗衣房水和淋浴水处理系统。其中放射性活度较大的是工艺疏水系统，它的放射性水平典型值在表活度较大的是工艺疏水系统，它的放射性水平典型值在表3.83.8中作了介绍。中作了介绍。 废固处理系统（也称固体

53、废物处理系统），它处理的废物有废固处理系统（也称固体废物处理系统），它处理的废物有：废树脂、蒸发器浓缩液、废过滤器芯、各种放射性污染物。：废树脂、蒸发器浓缩液、废过滤器芯、各种放射性污染物。其中放射性活度较高的为前两种。例秦山二期其中放射性活度较高的为前两种。例秦山二期1 1# #、2 2# #机组给出机组给出废树脂中最大活度的设计估计值为废树脂中最大活度的设计估计值为2.242.2410101313Bq/mBq/m3 3；岭澳；岭澳1 1# #、2 2# #机组最大活度设计估计值为：废树脂机组最大活度设计估计值为：废树脂9 910101212Bq/mBq/m3 3，蒸发器，蒸发器浓缩液浓缩液

54、37GBq/m37GBq/m3 3。 4.4.核电厂的辐射危害因素核电厂的辐射危害因素 核电厂的堆芯是一个强大的辐射源。各系统中又核电厂的堆芯是一个强大的辐射源。各系统中又存在着大量的放射性物质。辐射照射对工作人员是存在着大量的放射性物质。辐射照射对工作人员是一个重要的危害因素。在核电厂各工艺房间内的剂一个重要的危害因素。在核电厂各工艺房间内的剂量率取决于该房间内工艺系统设备中的放射性活度量率取决于该房间内工艺系统设备中的放射性活度以及屏蔽层的厚度。对于反应堆运行时堆本体屏蔽以及屏蔽层的厚度。对于反应堆运行时堆本体屏蔽层外的剂量率取决于瞬发层外的剂量率取决于瞬发和中子的强度和屏蔽层和中子的强度

55、和屏蔽层的厚度。显然不同的核电厂差别很大。的厚度。显然不同的核电厂差别很大。 4.1 4.1 外照射外照射表表4.14.1表表4.54.5列出一些国外列出一些国外PWRPWR核电厂部分系统实测值核电厂部分系统实测值。 表表4.14.1给出了安全壳内主要区域的辐射水平。由该表给出给出了安全壳内主要区域的辐射水平。由该表给出的数值可知，在安全壳内各主要区域内的辐射水平很高，的数值可知，在安全壳内各主要区域内的辐射水平很高，例在操作大厅内即使在停堆后的照射量率仍高达例在操作大厅内即使在停堆后的照射量率仍高达0.20.220mR/h20mR/h。 表表4.24.2给出了停堆后蒸汽发生器表面的剂量率水平

56、，由该给出了停堆后蒸汽发生器表面的剂量率水平，由该表给出的数值可知，蒸汽发表面的剂量率水平一般在几十表给出的数值可知，蒸汽发表面的剂量率水平一般在几十几百几百mR/hmR/h。 需说明的是，在局部地方由于主冷却剂水中杂质的沉积需说明的是，在局部地方由于主冷却剂水中杂质的沉积，会形成很强放射性，会形成很强放射性“热点热点”。美国电力研究所（。美国电力研究所（EPRIEPRI）测量了测量了1313个堆的蒸汽发生器端头内部管板附近的照射量率个堆的蒸汽发生器端头内部管板附近的照射量率，表明运行几年后照射量率近似为，表明运行几年后照射量率近似为20209R/h9R/h，其主要核素，其主要核素是是Co-5

57、8Co-58、Co-60Co-60，它们占总照射量率的，它们占总照射量率的8080左右。左右。 这种这种“热点热点”在与主冷剂相连的设备上也有，例主循环在与主冷剂相连的设备上也有，例主循环泵停堆后表面照射量率一般为停堆后主循环泵表面照射量泵停堆后表面照射量率一般为停堆后主循环泵表面照射量率一般为率一般为几几1010-2-2R/hR/h量级，但量级，但Robinson2Robinson2号堆检修时曾测号堆检修时曾测得泵的叶轮表面照射量率为得泵的叶轮表面照射量率为12R/h12R/h，叶轮螺帽为，叶轮螺帽为30R/h30R/h。 表表4.34.3给出了化容控制系统混合床离子交换柱的辐射水平，给出了

58、化容控制系统混合床离子交换柱的辐射水平，由该表给出的数值可知，在阀门操作走廊的照射量率也可达由该表给出的数值可知，在阀门操作走廊的照射量率也可达0.00250.00250.02R/h0.02R/h之间。在电站之间。在电站B B第二次离子交换柱的下面第二次离子交换柱的下面，高达，高达20R/h20R/h。 表表4.44.4给出了各种过滤器的辐射水平。由该表给出的数值可给出了各种过滤器的辐射水平。由该表给出的数值可知，对于不同过滤器的辐射水平不同。堆冷却水过滤器的辐知，对于不同过滤器的辐射水平不同。堆冷却水过滤器的辐射水平最高，实测到的最大值为射水平最高，实测到的最大值为200 R/h200 R/

59、h。 表表4.54.5给出了一些主要设备及其房间的辐射水平。从该表给给出了一些主要设备及其房间的辐射水平。从该表给出的数值来看，出的数值来看，PWRPWR一些主要设备及其房间的辐射水平，一些主要设备及其房间的辐射水平，在不同地方差别很大，最高与最低值之间的差别可高达在不同地方差别很大，最高与最低值之间的差别可高达5 5个个量级左右。其中容积控制罐处的辐射水平很高，运行时最高量级左右。其中容积控制罐处的辐射水平很高，运行时最高值可达值可达2 2 10105 5 mR/h mR/h，停堆后仍达，停堆后仍达300mR/h300mR/h。从表从表4.14.1表表4.54.5给出的数值可得出以下几点结论

60、：给出的数值可得出以下几点结论：（1 1）在）在PWRPWR各设备所在场所内辐射水平很高，但辐射各设备所在场所内辐射水平很高，但辐射水平变化范围差别很大，高达水平变化范围差别很大，高达5 5个量级以上；个量级以上；（2 2）由于主冷却剂水中杂质的沉积，在局部地方会形）由于主冷却剂水中杂质的沉积，在局部地方会形成很强放射性成很强放射性“热点热点”，“热点热点”处的辐射水平比其处的辐射水平比其它地方处的高几个量级；它地方处的高几个量级；（3 3）主冷却剂水中杂质沉积的核素主要是）主冷却剂水中杂质沉积的核素主要是Co-58Co-58、Co-Co-6060，它们对总照射量率的贡献约，它们对总照射量率的