第八章实用辐射防护

1、核科学技术学院辐射防护与环境工程系,电离辐射剂量与防护概论,第八章 实用辐射防护,2,辐射防护原则应贯穿与设施的选址、设计、建设、运行、退役和场址恢复等整个过程。体现在设施安全保障的技术措施和方法中。 辐射防护措施：设施布局与设计；设施结构设计和材料的选择；内照射封闭系统的设计、安装和使用；外照射系统的设计、配置和应用；个人防护；测量；管理措施。,1设施布局设计 设施布局必须便于设施运行、维护、视察和辐射控制；设施的设计必须达到保护公众、职业人员和环境的目的，考虑的内容包括：放射性区域与非放区域的隔离；为避免直接的职业受照配备屏蔽设备；流出物排放控制和最优化；危险区域的出入口控制；设计包容放射

2、性物料的系统放射性排放量的控制和最优化；适于去污的设计等。,3,2设施结构设计和材料的选择 当设计和选择核设施的构筑物（装置）时，要细心考虑和审慎评价所使用的辐照条件。例如，反应堆附近的电子元件必须能够在高射线、中子注量率条件下正常工作；废物处置过程中使用的设备不仅要能够耐受辐射照射，还必须能够充分包容利用其进行处理或运输的放射性物料。 在强贯穿辐射所致的高剂量率场合中，必须要对源项进行屏蔽，而且屏蔽层必须能够对辐射场提供充分的减弱效果，并使屏蔽材料的接合处和拐角可能产生的辐射场和“热点”尽可能少。设施设计过程中应考虑所用装置要有利于去污和维修，还要考虑去污的操作方式（近距离去污或远程去污）。

3、 表面材料的选择主要取决于去污的难易程度、所选择的去污方法等。所选择材料的表面必须相对光滑少孔。选择材料通常要权衡以上材料特性，根据去污的要求做出选择。,3内照射封隔系统的设计、安装和应用 放射性核素应用的安全问题一直备受关注，该领域设施的设计采用“包容和封闭”的概念。 密闭系统的设计必须要保证在其中操作放射性物料能够使在正常情况和异常情况下职业照射最优化，要使表面污染、空气微粒引起的内照射以及外照射导致的受照剂量最优化。控制内照射的方法和途径如下： （1）通风和过滤系统：设计良好的通风系统是控制职业照射的有效措施。通风系统可以分为总体和局部通风系统。根据工作性质，实验室内要配备必要的工作箱和

4、通风厨。 （2）密闭和包容系统：把可能成为污染源的放射性物质密封在一定的空间内。 （3）个人防护用品：工作人员进入工作场所时佩戴防护口罩、采用隔绝式或活性炭过滤式防护面具。当空气污染严重时可带头盔或穿气衣作业。,4外照射剂量最优化的系统设计、建造和运行 外照射防护的基本措施是时间防护、距离防护和屏蔽防护。 （1）时间防护：在相同条件下，在辐射场停留的时间越长，辐射照射所致剂量就越大。缩短受照时间是简易有效的防护措施，例如：工作前应周密计划。充分准备、熟练快速操作。 （2）距离防护：通常关注点的剂量率随距辐射源的距离增大而降低。在实际工作中常采用远距离操作工具，如长柄钳子、机械手、远距离自动控制

5、装置等。 （3）屏蔽防护：在放射防护不可能无限制地缩短受照时间和增大与源的距离时，采用屏蔽防护是实用而有效的防护措施。,参考教材： 电离辐射防护和辐射源安全 潘自强，程建平 主编 原子能出版社,7,11.1 核电厂辐射防护,（一）相关的几个基本概念 （二）核电厂辐射安全与防护管理的目标与基本原则 （三）辐射源项及其控制 （四）核电厂设计的最优化考虑 （五）屏蔽、通风与工作场所分区管理 （六）操作器械与操作方法改进 （七）最优化计划与辐射工作管理 （八）降低公众照射的管理和技术措施 （九）异常事件反馈和严重事故影响,8,（一）相关的几个基本概念,1、裂变、裂变能、链式裂变反应,表1 一次裂变产生

6、的中子数,图1 核裂变,9,（一）相关的几个基本概念,表2 反应堆中235U一次裂变能量的分布,每次裂变释放出来的能量为200Mev。按照1Mev=1.610-13焦计算，每克铀-235全部裂变所释放的能量为： 6.0251023/2352001.610-1310-6=82000兆焦 即22780千瓦时，相当于2700千克标准煤燃烧产生的总能量。,10,（一）相关的几个基本概念,核能发电的过程就是核能转换为热能，再转换为机械能，进而转换为电能的过程。核电是安全、清洁而且经济的能源，但堆芯所包容的大量放射性和能量又是巨大的危险源，因此，核电厂辐射安全问题始终是政府、核电厂营运者和公众最关注的焦点

7、。,图2 链式裂变反应,11,（一）相关的几个基本概念,2、自持链式反应 1）裂变中子的4种遭遇 中子向装置外的泄漏； 中子被装置内的慢化剂、冷却剂、结构材料、裂变产物和核燃料中的杂质俘获； 核燃料物质的非裂变俘获； 裂变俘获，包括238U对快中子的裂变俘获 在上述4种遭遇中，、使一部份中子从装置内消失，只有第种遭遇才会产生新的中子。另外，自由中子也会通过衰变自行消失，但由于半衰期较长，可以忽略不计。,12,（一）相关的几个基本概念,2）自持链式反应 如果N2、N1分别为第2代和第1代中子数，则, N2=N1为临界状态，自持链式反应 N2N1为次临界状态，反应趋于停止 N2N1为超临界状态，反

8、应不断加强,13,（一）相关的几个基本概念,3、反应性，反应性控制 反应性=（N2-N1）/N1 =0 临界，0 次临界， 0 超临界 为保证反应堆安全运行，应采取有效的方法，控制反应堆的反应性。 反应性控制与堆芯的热量排出和放射性物质包容构成核电厂核安全的三大功能，而燃料元件芯块和包壳，主系统压力边界、气密性的承压安全壳厂房构成防止放射性物质大量释放的三道屏障。,14,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,1、核安全目标 核安全强调的不是绝对的安全，而是确定要求达到的安全目标，即安全水平的期望值。一般而言，核安全目标由一个总目标和两个支持性目标即辐射防护目标和技术安全目标所组成。这

9、两个支持性目标相辅相成，互相补充，保证核电厂防御电离辐射危害的总目标的实现。 (1) 总目标 核电厂核安全的总目标是要建立并保持对放射性危害的有效防御，保护人员、社会和环境免受放射性危害。,(2) 辐射防护目标 核电厂核安全的辐射防护目标是保证在所有运行状态下核电厂内的辐射照射或由于核电厂放射性物质的任何有计划的排放引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，同时保证有效地减轻任何事故的放射性后果。 (3) 技术安全目标 核电厂核安全的技术安全目标是采取一切合理可行的措施防止发生事故，并且在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计时考虑过的所有可能事故，包括发生概率很低的事故，要以高可信度保

10、证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值；同时保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。,15,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,16,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,2、核安全基本原则 (1)纵深防御原则 纵深防御原则在核安全范畴内是最基本的原则，它是核电厂安全技术的基础。核电厂的安全分析，无论是采用确定论方法，还是概率论方法，都是评价电厂采用相应的纵深防御措施后的安全性。 纵深防御概念是针对核电厂潜在的人为失误及设备故障提出的。因此这种纵深方向的防御不仅仅是指核电厂的防御实体，还包括各种人为措施与响应。,17,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,纵深

11、防御概念的具体内容是： 1）第一层次防御，防止偏离正常运行及防止系统失效。 2）第二层次防御，检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。 3）第三层次防御，要求设置的专设安全设施能够将核电厂首先引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。 4）第四层次防御，针对设计基准可能已被超过的严重事故的，并保证放射性释放保持在尽实际可能地低。 5）第五层次，即最后层次防御的目的是减轻可能由事故工况引起的潜在的放射性物质释放造成的放射性后果，包括厂内、外应急计划和准备。,在贯彻纵深防御原则时，事故预防和事故缓解是两个基本的概念，图3给出了以这两个概念

12、为出发点，核电厂在面对各类事件或事故时，纵深防御如何针对不同程度的事件或事故对电站及人员和环境造成的威胁采取相应的应对措施。,18,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,从图中可以看到，面对“事件”，核电站以“事故预防”和“事故缓解”为基本方针加以应对。而事件对核电厂安全影响的严重度从左到右是递增的。对于不同的事件或事故，核电厂分别采取了不同的手段加以控制。在“控制”一列从左到右示出了相关的控制手段。一定的控制手段对应于使用相应的程序，而电厂的响应则从正常运行系统到场外应急，一步步升级，这种升级最直接的原因则是核电厂可能的不同程度的预防与缓解措施的失效，而响应升级的目的则是为了进一步

13、预防事故或缓解事故。,图3 纵深防御概貌,19,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,（2）事故预防与事故缓解 1）事故预防原则 该原则是要求核电厂将核安全的重点首先放在获得安全的主要手段即事故预防上，且特别要放在预防任何会造成堆芯严重损坏的事故上。 核电厂的事故预防首先要求有可靠的高质量的设计与建造。 此外，还应有良好的运行实践来实现对事故的预防。这种实践包括依靠质量保证来验证设计意图是否达到，依靠运行监视与试验来发现或预测可能的故障，依靠良好的维修来处理故障，确保小的运行偏差与故障不会发展为更为严重的事件或事故。 质量保证大纲、技术规范、运行规程和维修规程等程序的有效执行保证电厂

14、具有良好的运行实践，并达到事故预防的目的。,20,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,2）事故缓解原则 事故缓解的原则是要求核电站发生事故时能在厂内和厂外采取缓解措施，以减小事故后果和影响。 事故缓解措施共分三类，包括专设安全设施在内的安全系统与保护系统、事故管理和场外应急响应。三类措施的响应在层次上有前后，但响应时间并无明显的界线，且三者之间良好的衔接与统一是事故缓解措施有效实施的保证。 事故管理是要在事故超出了其设计的情况下，电厂能以正常的或特殊的方式最佳地利用电厂的现有设备与人力，以恢复对电站的控制。在事故管理过程中需动用必要的专设安全设施，包括一些专用于包容放射性物质的专设

15、安全设施，使得电厂向环境释放的放射性物质减少到尽量低的水平。同时尽管厂内安全措施与屏障失效的可能性极小，但为了预防与缓解一旦失效对公众造成的危害，需要在厂外采取相应的防患措施，如隐蔽或撤离、疏散等。,21,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,3、辐射防护目标 核电厂辐射防护目标与核安全目标是一致的，它包括核电厂工作人员在正常运行条件下的职业照射的防护，以及核电厂运行所引起的公众照射的控制和应急照射情况下的干预。 1）职业照射防护 对核电厂工作人员应限制职业照射，并使防护最优化，保证在正常运行条件下核电厂工作人员的职业照射低于规定的限值并保持合理可行尽量低。 2）公众照射的控制 核电

16、厂运行所引起的公众照射应受到控制，使周围公众成员的防护是最优化的，其中关键人群组正常照射的个人总受照剂量不超过规定的公众成员的剂量限值。 3）应急照射的干预 在应急照射情况下，应按照正当性和最优化的要求以及规定的干预水平进行干预决策和采取防护行动，以减轻任何事故的放射性后果。,22,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,4、辐射防护基本原则 辐射防护的目的在于防止任何可避免的照射，使不可避免的照射低于规定的限值并保持在合理可行尽量低的水平。为实现该目标，核电厂的任何实践活动，均应贯彻实施辐射防护相关的基本原则，即： （1）实践的正当性； （2）剂量限制； （3）防护与安全的最优化。

17、其中，防护与安全的最优化应以实践的正当性和个人所受的综合照射不超过规定的剂量限值为前提，然而防护与安全的最优化是针对实践中的某一特定源的，它应保证该源所致的个人剂量和潜在危险低于相应的约束值。另外，防护与安全最优化的过程是一个决策过程，它应考虑一切相关的因素，包括可供选择的各种防护与安全措施，以及照射的性质、大小和可能性等等，在此基础上借助从直观的定性分析到使用辅助决策技术的定量分析，确定最优化的防护与安全措施，以限制照射的大小和受照的可能性。,23,一般而言，为减少核电厂工作人员的职业照射、防护与安全的最优化应针对具体任务从以下几方面进行考虑： （1）减少在辐射区的时间； （2）减少工作人员

18、的数目； （3）降低工作场所的辐射水平； （4）减少放射性污染和防止污染扩散。 为减少放射性物质的释放对周围公众的影响，核电厂的设计和运行管理应考虑： （1）合理选择厂址，以便放射性物质的扩散和迁移及应急计划的实施； （2）减少放射性废物的产生，并使其最小化； （3）放射性废物的有效处理和最终处置。,（二）核电厂辐射安全与防护管理的目标和基本原则,24,（三）辐射源项及其控制,1、放射性来源 （1）裂变产物。235U、233U、239Pu在裂变后，其裂变产物的质量数主要分布在85-105和130-150之间，而且绝大部分核素是放射性的； （2）锕系元素。238U连续俘获中子形成超轴元素，它们发

19、射射线和射线； （3）活化产物。主系统结构材料和主冷却剂原子吸收中子后形成活化核素，而以溶解或悬浮态存在于主冷却剂中的腐蚀产物经过堆芯时也会被活化。 对于运行中的核电厂，辐射防护所要考虑的主要是裂变产物和活化产物的辐射，在某些情况下，如进入运行中的反应堆厂房时，中子的防护极为重要。,25,（三）辐射源项及其控制,2、裂变产物的行为 （1）分类 放射性裂变产物按半衰期可以粗略地分为三类，第一类是短半衰期的，它们的半衰期不到1小时，在反应堆运行过程中，这些短半衰期的放射性裂变产物很快达到平衡，但是，由于寿命太短，停堆后放射性很快衰减到可以忽略的水平，这类裂变产物在核电厂安全问题中不重要，一般不需要

20、考虑；第二类是中等半衰期的，它们具有以小时或天计的半衰期，这类裂变产物在核电厂运行中一般也能达到平衡值，但在停堆后不能很快衰减掉，因此在核电厂安全问题中常具有重要的意义；第三类是长半衰期的裂变产物，由于它们的半衰期具有年以上的量级，它们在堆内的积累近似正比于运行时间，这类产物在核电厂安全，尤其是在环境问题中受到人们的重视。 综合考虑裂变产物的产额、半衰期以及它们的物理化学特性，在安全问题中比较重要的有如下一些核素：85Kr、133Xe、132Te、131I、133I、89Sr、90Sr、140Ba、134Cs、137Cs等。,26,（三）辐射源项及其控制,（2）产生量 在核电厂安全问题中，反应

21、堆内部各种裂变产物的量是一个极为重要的参数。如果已知堆的功率、运行时间、各种产物的总产额（包括直接裂变产额和由裂变产物母体衰变而产生的份额）以及反应堆冷却时间（指停堆后所经过的时间），则堆内某一种裂变产物的总量就可以粗略地用下述公式计算： A（T、t）=Pf（1-e-T）e-t 式中，A（T、t）在运行时间为T天冷却时间为t天时，堆内某放射性裂变产物的放射性活度，Bq； P 反应堆额定功率条件下每秒的裂变次数，已知平均每瓦功率每秒发生3.11010次裂变； f 该种裂变产物的总产额； 该种裂变产物的放射性衰变常数，1/天。,27,（2）产额（续） 在反应堆运行期间，对于133Xe、131I等半

22、衰期较短的核素，如果辐照时间长于其半衰期，其活度可达到平衡状态，此时t=0 A=Pf 而对于90Sr和137Cs等半衰期较长的核素，如果半衰期明显长于辐照时间，则其活度将随时间线性增长。 A=PfT,（三）辐射源项及其控制,28,（三）辐射源项及其控制,（3）释放 1）泄漏 第一种泄漏机制是元件外表面沾污的微量铀在中子轰击下裂变，裂变产物核反冲进入冷却剂。其泄漏正比于产额，总活度随功率线性增长。 第二种泄漏机制为扩散。芯块内裂变产物核从生成点迁徙到元件包壳上已经存在的缺陷处而进入冷却剂。扩散泄漏率正比于核素半衰期的平方根。总活度随功率指数增长，因为扩散率是燃料温度的指数函数。 第三种泄漏机制是

23、所谓平衡释放，其释放时间比核素半衰期长得多。这种释放往往是通过元件包壳上的砂眼进行的，与功率水平的关系不规则，在功率变化过程中如停堆时，会突然产生大量释放。因而这种方式又叫做“尖峰”释放。尖峰释放的主要核素是131I和133Xe。,29,（三）辐射源项及其控制,2）过热条件下的释放 当燃料温度从700上升到1100时，由于内压增加而包壳材料强度下降，包壳很容易破损。包壳破捐的瞬间，元件间隙内和贮气腔内的裂变气体就会释入冷却剂，这叫做间隙释放。这一过程中，元件棒内百分之几的惰性气体核素可能逸出，铯和碘也可能逸出。 若燃料温度高于1400，聚集在晶界处的惰性气体以及铯和碘会以晶界释放的形式逸出。若

24、燃耗很深，晶界处裂变产物已经饱和，则较低温度下也会发生晶界释放。 在更高的温度下，发生燃料熔化释放。,30,（三）辐射源项及其控制,3、辐射特征 （1）反应堆本体 1）正常运行中 辐射源 反应堆运行时存在着各种辐射源，其中最主要的是核裂变时的瞬发射线和裂变产物放出的缓发射线。235U每次裂变平均放出8.10.3个光子，这些瞬发裂变光子带走的总能量7.250.26MeV，光子的能量在10keV到10MeV之间，在反应堆运行期间，瞬发裂变射线对于堆芯附近的总射线场的贡献极大，因而在进行堆芯屏蔽分析时应重点考虑；而裂变产物是一种半衰期短到一秒以下、长到几百万年的各种发射体的混合体，235U每次裂变大

25、约释放6.8MeV的缓发能量，其中在裂变后1-108秒内，能量大于0.28MeV的光子，每次裂变释放5.9MeV，能量小于,31,（三）辐射源项及其控制,0.28MeV的光子，每次裂变释放0.6MeV；在裂变后不到1秒的时间内，每次裂变释放0.3MeV。 其他辐射源 包括热中子俘获射线，快中子非弹性散射射线，湮没辐射和轫致辐射等，其数量和所带的总能量都没有前两项大，但俘获和非弹性散射可产生在屏蔽体内，而且俘获的能量很高（6-8MeV），在屏蔽计算时必须予以考虑。 中子源 反应堆运行时主要的中子源是裂变中子。裂变中子有两个特点，一个是只限于堆内，一个是只限于堆运行时。此外还有缓发中子，活化产物中

26、子和光击中子，能在停堆后一个短时间内存在，但在辐射防护上意义不大。,32,2）停堆后 停堆后主要辐射源是裂变产物和活化产物衰变时放出的辐射。除了重水堆由于光击中子会维持一定水平的次临界链式反应，在短时间（如24小时内）会有一些中子辐射外，其他堆基本上没有中子辐射，相关数据可参考辐射防护手册第三分册等有关文献资料。,（三）辐射源项及其控制,33,（三）辐射源项及其控制,3）事故时 反应堆发生事故时会有部分裂变产物释放到堆外，从不同角度可以进行不同的分类，但从裂变产物释放的角度来看，可把裂变产物分为以下几组： 惰性气体（主要是Kr和Xe）它们的化学性质不活泼，当燃料元件熔化时，会全部释放出来，它们

27、释放到环境后将对周围居民产生外照射。 卤素 是气态的或挥发性很强的裂变产物，很容易从燃料元件中逸出，但由于它们的化学性质很活泼，也很容易被阻留在冷却剂或安全壳内。这组元素中以131I的放射学影响最大、释放到环境中会造成蔬菜、牧草以及牛奶的污染。 碲（包括硒和锑），也具有挥发性，主要核素是132Te，沉积在地面上，衰变后变成132I。 碱金属（Rb、Cs），具有挥发性，其中铯的危害更大些，主要是134Cs和137Cs,它们沉积在地面和植物上。 碱土金属（Sr、Ba），不易挥发。 惰性金属（Pd、Mo），不易挥发，但其氧化物有一定的挥发性。 稀土族及锕系元素，这两族元素都不易挥发。,34,（三）辐

28、射源项及其控制,（2）冷却剂系统 冷却剂内含有的放射性物质可分为两部分，一部分是活化产物，包括冷却剂本身的活化，冷却剂内原有杂质的活化以及堆芯结构材料、冷却回路管道和设备表面腐蚀产物的活化等。另一部分是裂变产物，来自燃料包壳破损以及包壳和其他结构材料表面杂质中铀的裂变。 不同堆型的活化产物组成不同，在重水堆中，由于氘核的活化，3H是个很重要的活化产物，在压水堆中，由于水中含有较高浓度的硼，3H也是一个重要的核素。堆型不同，冷却剂中裂变产物的含量不同，这除了与包壳的材料有关外，还与运行方式有关。能够不停堆卸料的堆，燃料包壳破损后，可以及时发现并把它卸掉，冷却剂内裂变产物的含量就较低；而定期卸料的

29、轻水堆，裂变产物的含量就高些。 冷却剂的放射性浓度同各个净化设备（除盐塔、过滤器等）的净化能力和各个储存容器的滞留时间有关，也与核素及其化学状态有关。,35,（三）辐射源项及其控制,（3）乏燃料的储存和运输 核电厂的放射性物质主要存在于燃料元件内，除了堆芯外，其次就是燃料存放池及燃料运输容器。表3给出了轻水堆燃料存放池及燃料运输容器内的放射性水平。,表3 轻水堆燃料存放池及燃料运输容器内的放射性水平, 停堆后30分钟时的放射性物质储存量。 按堆芯装载量的2/3计算，其中1/3经三天衰变，1/3经150天衰变。 按堆芯装载量的1/2计算，其中1/3经6天衰变，1/6经160天衰变。 对于压水堆每

30、个容器装7个燃料组件，对沸水堆每个装17个组件，都经过150天衰变。 考虑一个燃料组件，衰变3天。,36,（四）核电厂设计中的最优化考虑,1、总的设计考虑 核电厂安全目标和辐射防护基本原则要求将核电厂的所有照射都保持在规定的限值之内，并且达到合理可行尽量低，这意味着应该采取足够的防护与安全措施，将核电厂所有工况下引起的辐射照射降低到这样一个值，使得进一步增加设计、建造和运行的费用与所获得的照射的减少相比已经不再值得。因此最优化的过程要求从一系列的防护方案中进行选择，然而对这些方案的评价和比较常常不容易进行定量分析，有时要由有资格的专家来判断。 一般来讲，为保证防护与安全的最优化，核电厂总的设计

31、考虑有两个目的： 1）尽可能减少人员在辐射区域内的人数和时间； 2）尽可能降低设备相邻区（处）的辐射水平。 因此在设计放射性系统时，必须考虑各种因素，其中重要的考虑是减少设备的维修次数，尽量减少维修时间和降低进行维修和其他操作的地点的辐射水平。,37,（四）核电厂设计中的最优化考虑,2、设备设计上的考虑 （1）设备设计上总的考虑是为了尽可能减少在辐射区域的人员时间的总数，这些考虑包括： 1）设备、部件和材料的可靠性、耐久性及制造和设计的特点，以消除修理或预防性维修的需要，或降低维护和更换的频率，同时便于检修和维护，减少检修和维护的时间。 2）预期的维修或潜在的修理的便利性，其中包括部件更换时易

32、于拆装，或可移到低辐射区修理。 3）设备或部件的冗余以减少立即修理的需求，因为此时辐射水平可能很高而没有可行的办法来降低辐射水平，尤其是重要系统要有备用设备，备用设备与在役设备之间要有屏蔽。 4）用远距离或机械化操作、修理、使用、监测或检查设备的可行性。,38,（四）核电厂设计中的最优化考虑,（2）为降低工作人员接近放射性设备时的辐射水平，设备设计时应考虑： 1）排水、冲洗或如果必要的话，远距离清洗带有放射性物质的设备或部件的措施； 2）精心设计设备管道，连接件和阀门以减少放射性物质的沉积。 3）隔离放射性工艺流体的措施； 4）减少污染扩散到设备运行区的措施； 5）使用高质量的阀门、阀门填料和

33、密封垫以减少放射性物质的泄漏和溢出； 6）外表面涂上易于去污的涂料。,39,（四）核电厂设计中的最优化考虑,（3）为减少腐蚀活化产物的产生并处理它们在回路中的分布与滞留，在进行设备设计时下列几点应予考虑： 1）与反应堆冷却剂接触的合金的选择，考虑所选用的合金应是耐腐蚀的，并且钴等金属的含量应尽可能低； 2）对腐蚀速率和腐蚀分布有影响的反应堆冷却剂的化学性质； 3）表面条件和清洁度,40,（四）核电厂设计中的最优化考虑,3、设备布置上的考虑 （1）为减少在辐射区工作的人员时间的总数，设备布置上总的考虑包括： 1）把那些需要日常维修、校准、操作或检查的设备、仪表和取样点放在易于接近，工作人员停留在

34、辐射区的时间最少的地方； 2）有条件远距离或机械化操作、监测或检查高放设备； 3）必要时有手段把需要服务的设备或部件运送到低辐射区。 （2）设施布置应考虑将工作人员可能停留或通行的区域的辐射水平减至最低程度，防止放射性污染扩散和减少对环境和公众的影响。,41,（五）屏蔽、通风和工作场所分工管理,1、屏蔽 在辐射屏蔽设计中，反应堆的屏蔽是比较复杂的。其特点是： （1）辐射源的情况比较复杂。如活度大、能量范围宽、存在中子和射线以及中子的次级射线，特别是中子在屏蔽材料中也会产生次级射线；堆在运行中和停堆时辐射源的类型、活度和能谱特性差别很大。 （2）屏蔽要求不同。工艺上要求防止设备的辐射损伤，防止材

35、料的活化，防止屏蔽材料的发热等；辐射安全则需根据工作人员接近设备的频率和时间，确定不同的辐射水平，分区进行屏蔽设计。 （3）屏蔽设计复杂。要根据不同对象和要求采取不同形式的屏蔽，如整体屏蔽，分部屏蔽，阴影屏蔽等；要考虑管道贯穿，特别是通风管道穿过屏蔽墙所造成的局部薄弱地点。 （4）屏蔽材料选择。要根据辐射源(中子或)选用不同屏蔽材料，对于堆本体，常选用钢、水屏蔽，对于冷却剂及辅助系统，则常用混凝土。,42,（五）屏蔽、通风和工作场所分工管理,2、通风 从辐射防护角度来看，通风设计的目的是防止污染空气的扩散，把工作场所空气中放射性物质的浓度保持在可合理达到的尽可能低的水平。除此之外，通风系统还有

36、其他功能，如降低工作场所的温度使适合于工作人员工作，降低设备的温度使之能正常工作等。 为了达到辐射防护的目的，在通风系统设计中通常采用以下措施： （1）换气 对于工作场所及设备房间应有足够的换气次数，以保证工作人员进入和设备正常运行的环境条件。例如，在停堆换料、检修时，安全壳内应保持一次以上的换气，对于一些小的房间，换气次数还要高。 （2）控制空气流向 对于不同的空气污染区，应使空气从低污染区流向高污染区。对于含有空气污染源（如放射性液体的泄漏）的房间，应保持一定的负压，必要时应使用逆止阀，以防止空气的倒流。,43,（五）屏蔽、通风和工作场所分工管理,（3）控制工作场作气流模式 合理地布置送风

37、、排风口，考虑到可能发生的热的和机械的干扰，必要时加上局部排风，以保证不论污染源发生在何处，都有足够的风量把污染物带走，不存在死角。 （4）闭式循环 对于大的密闭房间，即只有维护检修时才有工作人员进入的房间，可以设置闭式循环的通风系统，根据需要，系统中可设置冷却、除尘、除碘或除氢等设备，以降低空气的温度、放射性物质或爆炸性气体的浓度。 （5）净化 对排往环境的空气应根据需要进行衰变、过滤、除碘，达到规定水平后再排出。 （6）监测与控制 对排出的空气应进行监测，必要时启动净化系统或改用低流送排气系统以减少排往环境的放射性物质，如仍不能满足要求，则应关闭开放式排风系统。,44,3、工作场所的分区和

38、管理 （1）工作场所的分区 为防止无关人员进入辐射工作区和污染扩散，核电厂工作场所应分区进行设置，一般划为控制区、监督区和非限制区。控制区为核电厂需要或可能需要专门的辐射防护手段或安全措施的工作场所，监督区为控制区外围需要定期进行辐射监测的适当区域，非限制区为在控制区和监督区以外一般不需要进行辐射监测的其他区域。在控制区内，根据辐射水平和污染水平的高低，再进一步划分为几个子区，辐射和污染水平越高，越要严格控制在该区内的工作。应当指出，各个国家的区域划分不完全一致，同时，工作场所分区标准随辐射防护法规标准修订也会有所改变。,（五）屏蔽、通风和工作场所分工管理,45,（五）屏蔽、通风和工作场所分工

39、管理,（2）控制区管理 核电厂必须明确划定控制区的边界。确定控制区的边界时，应考虑辐射风险的类型、预计的正常照射水平、潜在照射的可能性和大小以及所需要的防护手段与安全措施的性质和范围，包括放射性废物的管理，同时保证人们在进入控制区时，只能从低辐射或低污染区进入高辐射或高污染区。 核电厂辐射防护部门应定期进行控制区辐射水平或污染水平的监测和评价，确定控制区内各区域的辐射水平和污染水平是否发生变化，如果辐射水平或污染水平已经明显变化，则应当考虑： 1)采取措施降低辐射水平和污染水平； 2)如果需要，重新划分控制区子区或改变子区的边界； 3)增加或改进防护手段或安全措施。,46,（六）操作器械和操作

40、方法的改进,增加工作人员与辐射源之间的距离是外照射防护三要素之一，因此只要有可能就应进行远距离操作，包括远距离进行检验和远距离进行修理等。另外操作器械和操作方法的改进还可以缩短操作时间，减少操作人员所受照射。 当前，在核电站的检查、试验、检修、装卸核燃料以及故障或事故处理中，“专用工具”或“专用方法”常常是简化操作、缩短工作时间、改善工作条件、降低工作场所辐射水平和工作人员受照射剂量的基本途径。如蒸汽发生器的检查，现代的探伤检查方法已代替了过去的手工方法，反应堆压力容器及管道的探伤检查也已采用远距离控制。,47,（七）最优化计划和辐射工作管理,1、最优化计划 最优化目标和任务的确定应基于核电厂

41、职业照射和放射性废物管理总体状况或特定事项评估的结果，总体状况的评估应包括核电厂总的集体剂量的现状和趋势，个人剂量的分布，某些类型的活动（例如大修或工程改进）和某些类别的工作人员的剂量，放射性废物产生量，与国际、国内的先进水平以及与管理目标的对比，识别可能存在的偏差和缺陷以确定新的目标和需要采取的改进行动，总体状况的评估常常可以采用“标杆瞄准”的方法。,48,（七）最优化计划和辐射工作管理,2、辐射工作管理 对于核电厂的职业照射，欧洲经济合作与发展组织（OECD）的核能机构Nuclear Energy Agency（NEA）于1992年2月主持召开了一个主题名为“通过工作管理减少职业照射剂量”

42、的研讨会，会议认为，工作管理实践已在核电厂展开，辐射防护最优化的要求可以通过适当的计划、准备、执行及对工作的审查而实现。 实践证明，对具有较大辐射风险工作的周密策划和全过程的工作管理，包括工作策划、工作准备、工作实施以及工作评价与总结的有效实施是实现辐射防护最优化的最有效的手段之一。核电厂最优化委员会或工作组应根据工作的性质和要求、机组的状况以及所测量的或估计的辐射水平和污染水平进行风险分析和最优化评估，确定防护措施，协调和推进最优化的实施。辐射防护人员应直接参与工作的策划，组织或协调最优化评估，在工作准备和实施的全过程中提供技术支持，并实施具有较大辐射照射和污染风险的工作现场的辐射防护监督。

43、,49,1、厂址选择 核电厂的厂址选择除一般的经济和社会的要求外，从核安全考虑，主要的目的在于保护公众和环境免受放射性事故释放所产生的辐射影响，同时对于正常的放射性排放也予以重视。在评价一个厂址是否适于建造核电厂时，以下几方面的因素必须考虑： (1) 所在区域可能发生的外部自然事件或人为事件对核电厂的影响； (2) 可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征； (3) 与实施应急措施的可能性及评价个人和群体风险所需要的有关外围地带的人口密度，分布及其他特征。 对于以上三方面的因素，核电厂的厂址选择必须遵循相关的基本准则，全面考虑地震、洪水、龙卷风、海啸和人为事件的影响，以及人口

44、分布、经济发展、土地利用、地理特征、交通运输等因素。,（八）降低公众照射的管理和技术措施,50,（八）降低公众照射的管理和技术措施,2、电厂设计 核电厂构筑物，系统和部件的设计应满足安全运行和防止或减轻可能危及安全的事件后果应遵循的基本要求。可能危及安全的事件统称为假设始发事件。它用于确定核电厂的设计基准。 为实现核电厂的安全目标，即建立保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境，根据纵深防御原则，核电厂的设计应遵循规定的安全准则，包括： (1) 为保证辐射防护目标的实现，核电厂设计要保证：导致高辐射剂量或放射性物质大量释放的电厂状态的发生概率要低，而发生概率高的状态辐射后果要小。 (

45、2) 在技术上，为保证安全，核电厂必须满足下述设计要求： 1) 必须提供安全停堆手段，使在运行状态中和事故工况期间及事故工况后的反应堆安全停堆，并使之保持在安全停堆状态；,51,（八）降低公众照射的管理和技术措施,2) 必须提供排除余热的手段，使停堆（包括事故工况停堆后）从堆芯排出余热； 3) 必须提供减少放射性释放可能性的手段，并保证任何释放在运行状态期间低于规定限值，在事故工况期间低于可接受水平； （3）必须确定设计基准以规定核电厂在确定的辐射防护要求范围内所相应的运行状态范围和应具备的处理事故工况的能力，设计基准包括正常运行技术规格、假设始发事件引起的状态、重要的假设以及在某些情况下特定

46、的分析方法等。 （4）从安全的观点出发，应在一定限度内考虑导致严重的堆芯损伤的可能性。 （5）系统和部件的可靠性设计采用适当措施或必要时采取这些措施的组合以保证与纵深防御概念中三个防御层次所执行的安全功能的重要性相当的可靠性。,52,（八）降低公众照射的管理和技术措施,3、废物管理 核电厂产生的放射性废物按物理形态可分为废气、废液和固体废物，释放到环境的废气或废液称为排出流或流出物。放射性废物转移、处理、整理、运输、贮存和处置中所包含的全部管理和运行工作统称为废物管理。而废物处理是以有利于安全或经济为目的改变废物性质的过程，基本的处理原则包括：减容，去除废物中的放射性核素和改变成分。如果将废物

47、永久安置于废物库或指定的位置，而没有回收的打算则称为废物处置，处置也包括直接将气体和液体排出流排入环境。,53,（九）异常事件反馈和严重事故影响,1、意外工作中的过量照射及其经验反馈 核电厂发生意外照射的几率极低，在这些事故或事件中，工作人员受到了一定程度的过量照射，但机组运行状态并未受到影响。以下是一些比较典型的辐射事故或事件。,54,（九）异常事件反馈和严重事故影响,法国Tricastin 1号机组辐射事故 事件描述： 1999年3月11日，法国Tricastin核电厂发生了一起人员超剂量受照的辐射事故，一名辐射防护技术员一次受照340mSv。 当时Tricastin 1#机组在进行第二次

48、十年大修，安全壳打压试验前，受照人同另一名辐射防护技术员一起被派去检查堆坑间放置的冷光灯是否已拆除。 受照人发现冷光灯仍在堆坑间内，于是便从门口外拉电缆想取出冷光灯，但未成功。在这样的情况下，他既未办理进入红区许可证，又未检测该房间的剂量率，便独自进入堆坑间工作了大约3分钟，工作中他完全没有留意其电子剂量计读数的变化。工作结束时发现电子剂量计读数为87mSv，而实际上，由于房间内剂量水平超过电子剂量计的阈值，电子剂量计已处于饱和状态，不能有效地累计剂量。后来，从受照人佩带的胶片剂量计读取的剂量数据为340mSv。 事故后果： 该名技术员一次受照340mSv；该事件按国际核事故等级（INES）被

49、定为二级事件。,55,（九）异常事件反馈和严重事故影响,表6 其他一些意外照射事件一览表,56,（九）异常事件反馈和严重事故影响,表6 其他一些意外照射事件一览表（续）,57,表6 其他一些意外照射事件一览表（续）,（九）异常事件反馈和严重事故影响,58,（九）异常事件反馈和严重事故影响,上述事件的经验反馈告诉我们，防止意外事件发生必须从严格的辐射工作管理入手，关键的几点是： 准确地进行辐射测量； 准备完整的工作计划； 接受辐射防护人员指导； 遵守辐射防护规则和程序； 进行有效的现场管理和监督。,59,（九）异常事件反馈和严重事故影响,2、严重事故的环境影响 在反应堆和核电厂事故中，四起严重事

50、故及其环境影响介绍如下： （1）爱达荷SC-1反应堆事故 美国爱达荷国家反应堆试验站SL-1固定式低功率沸水堆，装有40个91%高浓缩铀制的铀-铝合金板状元件（外包铝镍合金包壳），热功率4000kW，电功率200kW，是为军队研制的小型动力堆，能快速安装，为部队供热供电。 该堆曾在26个月内运行1100小时，事故前停堆11.5天，以便安装通量测量装置。1961年1月3日下午安装完毕，预定在夜班时把控制棒与驱运机构连接，准备启动。当晚9时左右、SL-1反应堆发生爆炸，压力波或水锤使堆芯严重损坏、压力壳变形，高温使大约20%的元件熔化，总放射性的5%释放到压力壳外，0.01%释放到建筑物外，其中包

51、括惰性气体370TBq，131I 2.96TBq，137Cs 18.5GBq，90Sr 3.7GBq。厂房内外均被严重污染。居民甲状腺所受照射最大约为350Gy(35mrad)。这次事故造成3名工作人员死亡，反应堆完全报废，损失435万美元。,60,（九）异常事件反馈和严重事故影响,（2）温茨凯尔1号堆事故 英国原子能管理总局所属温茨凯尔工厂1号反应堆是该厂两座石墨减速、空气冷却的产钚堆之一，采用铝包壳的天然铀棒为燃料，冷却反应堆用的空气，过滤后经过反应堆的活性区，然后通过装在122m高的烟囱顶端的过滤器排出。在发生严重事故时，后面的过滤器能阻留较大的微粒。 1957年10月7日反应堆停止运行

52、，准备按计划检修。为了使石墨退火，采用过去的办法，即停止空气冷却使反应堆功率上升以提高铀和石墨的温度，促使石墨潜能释放。8日11点5分在进行第二次退火时，因加热太快，反应堆功率降低后，燃料温度继续上升，局部温度更高。10日5点40分发现排风管顶部的辐射仪读数急增，2.5小时后仍继续增高，石墨温度继续上升，才意识到发生了元件烧损事故。检查后发现，150根工艺管的金属铀被烧红并使石墨燃烧。用二氧化碳气体冷却无效，直到向堆芯注水，12日下午反应堆才冷却下来。,61,（九）异常事件反馈和严重事故影响,（2）温茨凯尔1号堆事故（续） 在两天多的时间内，通过烟囱向环境释放了大量裂变产物和石墨燃烧时产生的气体，其中131I 740TBq、132Te 444TBq、137Cs22.2TBq、89Sr、106Ru、144Ce各2.96TBq、90Sr 0.33TBq。厂外南北长约50km，南部宽约1