第二章核电厂辐射防护
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核电厂辐射防护规定
核电厂辐射防护规定近年来，随着能源需求的增加以及环境保护意识的提高，核能作为一种清洁、高效的能源形式受到广泛重视。
然而，核能的安全性与辐射防护问题仍然是公众关注的焦点。
为了确保核电厂的运营安全和辐射防护，必须制定严格的规范、规程和标准。
本文将就核电厂辐射防护规定进行探讨。
一、辐射防护原理和基本要求辐射防护是指通过降低辐射剂量和控制辐射源释放的措施，以保护工作人员、公众和环境免受辐射危害。
核电厂辐射防护的基本要求如下：1. 最大可行措施原则：在技术可行和经济合理的范围内，采取最大可能的措施来减少辐射剂量。
2. ALARA原则：尽量减少辐射剂量，使其低于法定标准和国际卫生组织的推荐水平。
ALARA是“As Low As Reasonably Achievable”的缩写，即“尽量低到合理水平”。
3. 单位工作人员和公众剂量限值：辐射工作人员和公众所接受的剂量应该低于确定的限值，以确保其安全和健康。
二、核电厂辐射防护措施为了保护核电厂工作人员和周围环境免受辐射危害，制定了以下辐射防护措施：1. 辐射监测：核电厂应建立完善的辐射监测系统，对厂区内、周边环境以及相关设备进行定期监测和记录，并确保监测结果的准确性和可靠性。
2. 辐射源管理：核电厂应对辐射源进行严格的管理，包括辐射源的标识、记录和存储，确保辐射源的安全和可追溯性。
3. 个人防护措施：核电厂工作人员应按照规定佩戴防护设备，如防护服、防护眼镜和适当的呼吸器等，以减少接受辐射的风险。
4. 辐射区域划分：核电厂应根据辐射剂量和放射性危险程度划分不同的辐射区域，并制定相应的进入限制和防护措施。
5. 辐射事故应急预案：核电厂应建立完善的辐射事故应急预案，包括预警、紧急疏散和辐射剂量监测等措施，以应对可能发生的辐射事故。
三、核电厂辐射防护培训和监督为了确保核电厂工作人员遵守辐射防护规定并具备相应的知识和技能，核电厂应开展辐射防护培训和监督工作：1. 培训课程：核电厂应提供全面的辐射防护培训课程，包括辐射安全知识、防护设备使用和辐射监测方法等，以提高工作人员的辐射防护意识和技能。
核电厂辐射防护2
散裂
能量很高的中子能引起原子核的散裂。在 这种过程中，吸收了高能中子的原子核会放出 两个或两个以上的粒子。 例如，碳原子核吸收一个高能中子后，即 散裂成一个中子和三个α粒子，记作（n；n’， 3α）。
中子各种反应的背景
快中子和中能中子主要与原子核发生弹性 散射，慢中子与轻核作用以弹性散射为主。 非弹性散射一般只在中子能量大于0.1MeV 时才发生，且重核发生非弹性散射的几率比轻 核大。 放出带电粒子的中子俘获过程截面很小， 且只限于轻核。 去弹性散射和散裂反应只有在高能中子的 情况下才能发生。
康普顿效应截面
对于较高能量的入射γ射线，康普顿效应的截 面用下式表示： σc＝Zσc，c
σc，c是一个电子的康普顿效应截面
康普顿效应截面与原子序数Z成正比 。
康普顿效应特点
对于保健物理工作者来说，关心的相互作 用是康普顿效应。由于散射γ射线并不是从辐 射束中真正地除去或被吸收掉，这在屏蔽设计 中会引起麻烦。在宽束辐射和厚屏蔽情况时， 某些γ射线开始被散射出宽束之外，后经多次 康普顿散射，又被散射回来，这就导致到达所 关心地点或探测点的γ辐射比预期的要多。因 此，为了把这种积累效应计算在内，往往需要 做出修正。
次级电离
顾名思义它不是直接由入射带电粒子引起的， 而是由入射粒子在物质中所产生的次级粒子（如 由电离产生的正离子和自由电子），如果它们的 能量还足够高，以至当它们再与物质中的原子相 互作用时还能继续使原子电离，产生正离子和电 子。这种物理效应就称为次级电离。 据统计，α粒子通过气体时，所产生的离子对 （正离子和自由电子）中，有60%以上是由次级 电离产生的。对于β粒子或电子，直接电离仅占 20%～30%，而70%以上为次级电离。
原子的光电效应
核电厂辐射防护
（1-1）
式中，mN——原子核品質; m——原子的品質；me——電子的品質；Z——原
子核外軌道上的電子數目。
1.1.2原子序數和原子質量數
通常用符合 表示不同元素的原子核，其中X為元素符號，Z為原子序數，A
為原子質量數。
1.1.2.1原子序數
原子核中質子的數目稱為原子序數，用符號Z表示。原子序數確定了原子的化
核素。核素分為穩定的和不穩定的兩種，不穩定的核素稱為放射性核素。例
如氫元素有 、 和 三種同位素，三者之中任何一種都稱為核素。其中
是穩定的核素。 是不穩定的核素，即放射性核素。
天然存在的元素大多是同位素的混合物，例如，天然鈾是三種同位數的混合
物。這三種天然同位數是234U、235U和238U，對於天然存在的元素，一種核素
原子核是由更小的粒子組成的，它們的質子和中子。質子的品質mp=1.672 65×10-24g
，子的品質mn=1.6749×10-24g 質子帶有一個單位的正電荷，而中子不帶電。
原子是電中性的。原子核中質子所帶的電量等於核外軌道上所有電子的總電量，而兩者
的電性相反。
❖
雖然原子核幾乎集中了原子的全部品質，但它的品質還是非常小
。
不同元素的原子，其原子核是不相同的。根本區別就在於組成原
子核的質子數和中子數不同。中子和質子統稱為核子。
1.1.3同位數和核素
一種元素的原子核包含有相同的質子，但是，該元素的原子核可
能包含不同的中子，這就是說一種元素可以有不同類型的原子核
。元素磷（P）的原子序數為15，也就是說，每個磷原子核中含
有15個質子，但是各個磷原子核含有不同數量的中子。這種含有
相同質子數、不同中子數的原子稱為同位素，它們在元素週期表
式中，mN——原子核品質; m——原子的品質；me——電子的品質；Z——原
子核外軌道上的電子數目。
1.1.2原子序數和原子質量數
通常用符合 表示不同元素的原子核，其中X為元素符號，Z為原子序數，A
為原子質量數。
1.1.2.1原子序數
原子核中質子的數目稱為原子序數，用符號Z表示。原子序數確定了原子的化
核素。核素分為穩定的和不穩定的兩種，不穩定的核素稱為放射性核素。例
如氫元素有 、 和 三種同位素，三者之中任何一種都稱為核素。其中
是穩定的核素。 是不穩定的核素，即放射性核素。
天然存在的元素大多是同位素的混合物，例如，天然鈾是三種同位數的混合
物。這三種天然同位數是234U、235U和238U，對於天然存在的元素，一種核素
原子核是由更小的粒子組成的，它們的質子和中子。質子的品質mp=1.672 65×10-24g
，子的品質mn=1.6749×10-24g 質子帶有一個單位的正電荷，而中子不帶電。
原子是電中性的。原子核中質子所帶的電量等於核外軌道上所有電子的總電量，而兩者
的電性相反。
❖
雖然原子核幾乎集中了原子的全部品質，但它的品質還是非常小
。
不同元素的原子，其原子核是不相同的。根本區別就在於組成原
子核的質子數和中子數不同。中子和質子統稱為核子。
1.1.3同位數和核素
一種元素的原子核包含有相同的質子，但是，該元素的原子核可
能包含不同的中子，這就是說一種元素可以有不同類型的原子核
。元素磷（P）的原子序數為15，也就是說，每個磷原子核中含
有15個質子，但是各個磷原子核含有不同數量的中子。這種含有
相同質子數、不同中子數的原子稱為同位素，它們在元素週期表
核电厂辐射防护规定
核电厂辐射防护规定随着能源需求的增长和环境保护意识的提高，核能作为一种清洁、高效的能源形式得到了广泛的关注和应用。
然而，核能的开发和利用也带来了辐射防护的重要问题。
为了确保核电厂的安全运行，保护工作人员和公众的健康，制定科学、严格的辐射防护规定是至关重要的。
本文将探讨核电厂辐射防护规定的制定过程、主要内容及其对核电行业的意义。
一、前言核电作为一种特殊的能源形式，具有辐射的特性，因此在建设和运营核电厂时，必须制定相应的辐射防护规定。
该规定应基于科学研究和实践经验，旨在最大程度地降低辐射对工作人员和公众的潜在风险，并保证核电厂的正常运行。
二、辐射防护的基本原则1. ALARA原则ALARA（尽量小但合理可行的含义）原则是辐射防护的基本原则。
根据该原则，核电厂应采取一切合理可行的措施，将辐射剂量降至最低限度以下，而不会引起不合理的成本和困难。
2.适应性与区域性辐射防护规定应考虑不同区域和设备的特点，因为不同核电厂可能面临不同的辐射源和风险。
因此，规定应根据具体情况制定，并具有一定的适应性。
3.综合防护措施辐射防护规定应包含多个防护措施，包括工程防护、个人防护和环境监测。
通过综合应用这些措施，可以最大限度地减少辐射对人体的损害。
三、辐射防护规定的主要内容1.辐射监测措施核电厂应设立辐射监测点，对厂区内及周边环境进行定期的辐射监测。
监测点的位置、数量和方法应根据周边环境和辐射源的特点确定，并按照相应的标准进行监测。
2.辐射剂量控制核电厂应设定辐射剂量限值，对工作人员和公众的辐射剂量进行控制。
工作人员应戴着符合要求的个人剂量计，厂区内的辐射源必须经过合理的屏蔽和控制，以确保辐射剂量不超过规定限值。
3.防护设备和工具核电厂应配备符合标准要求的防护设备和工具，包括防护面具、手套、鞋袜等。
工作人员应按规定正确佩戴和使用这些设备和工具，以避免直接接触辐射源。
4.安全培训与教育核电厂应定期进行安全培训和教育，使工作人员了解辐射的基本知识、防护措施和应急处理方法。
核电厂辐射防护
0.25mSv/a 仅仅为天然本底的1/10
放射性辐射的健康（包括致死癌症、非致死 癌症和遗传疾病）风险为7.3×10－2/Sv
4.核电厂的辐射防护措施
1）分区管理
按照GB18871－2002规定，核电厂对辐射工 作区实行分区管理。二区划分：监督区； 控制区；
非辐射工作区－－厂区内从事的工作与放射 性（辐射）无关（如办公室、门卫、汽车 库等）；
10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
≤10
管理进入
限制进入
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
通常禁止进入
dose≥0.1Sv/h(10rem/h)
4.核电厂的辐射防护措施
• 美国的分区剂量率水平（50mSv/a)
2.核电厂辐射源
1）堆本体 a) 燃料元件中裂变产物（包括氚）、超铀元素、结
构材料中放射性活化产物; b) 中子、γ、β；(堆芯积存量ORIGEN） 2)冷却剂系统 少量裂变产物、腐蚀产物的活化（60、58Co、110mAg、
124Sb）、冷却剂的活化产物（3H、16N、14C、 24Na、38Cl 、42K、65Zn）、空气活化产物41Ar； 计算程序：美国PWR－GALE；法 PROFIP－裂变 产物，法 PACTOLE－腐蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成90％以上的剂量贡献
Ⅵ正常为限制，事故后有限进入区≤10rem/h （100mSv/h）
Ⅶ正常严格限制，事故后限制进入区≤100rem/h （1 Sv/h）
Ⅷ正常禁止进入区，事故后严格限制进入区≤500rem/h （5 Sv/h
监督区－－在此区域内，因为辐射水平很低 ，从事工作的人员不需要专门的防护手段 或安全措施；经常评估职业照射条件。
放射性辐射的健康（包括致死癌症、非致死 癌症和遗传疾病）风险为7.3×10－2/Sv
4.核电厂的辐射防护措施
1）分区管理
按照GB18871－2002规定，核电厂对辐射工 作区实行分区管理。二区划分：监督区； 控制区；
非辐射工作区－－厂区内从事的工作与放射 性（辐射）无关（如办公室、门卫、汽车 库等）；
10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
≤10
管理进入
限制进入
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
通常禁止进入
dose≥0.1Sv/h(10rem/h)
4.核电厂的辐射防护措施
• 美国的分区剂量率水平（50mSv/a)
2.核电厂辐射源
1）堆本体 a) 燃料元件中裂变产物（包括氚）、超铀元素、结
构材料中放射性活化产物; b) 中子、γ、β；(堆芯积存量ORIGEN） 2)冷却剂系统 少量裂变产物、腐蚀产物的活化（60、58Co、110mAg、
124Sb）、冷却剂的活化产物（3H、16N、14C、 24Na、38Cl 、42K、65Zn）、空气活化产物41Ar； 计算程序：美国PWR－GALE；法 PROFIP－裂变 产物，法 PACTOLE－腐蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成90％以上的剂量贡献
Ⅵ正常为限制，事故后有限进入区≤10rem/h （100mSv/h）
Ⅶ正常严格限制，事故后限制进入区≤100rem/h （1 Sv/h）
Ⅷ正常禁止进入区，事故后严格限制进入区≤500rem/h （5 Sv/h
监督区－－在此区域内，因为辐射水平很低 ，从事工作的人员不需要专门的防护手段 或安全措施；经常评估职业照射条件。
核电厂辐射防护基础课后习题
第一章 基本概念1.何为碳单位，碳单位的符号和质量。
答：以一个C 12原子质量的十二分之一作为原子质量单位，记为u ，这个原子质量单位称为碳单位，kg kg u 27261066056.112/1099267.11--⨯=⨯=。
2.何为原子序数和原子质量数，用何符号表示？答：原子核中质子的数目称为原子序数，用符号Z 表示；原子核中质子数和中子数之和称为原子质量数，也称质量数，用符号A 表示。
3.用X AZ 表示原子（核）时，A 、X 和Z 各表示什么意义？答：A 是原子质量数，X 是元素符号，Z 是质子数或则是原子序数。
4.用上题的符号时，中子的数目如何确定？答：中子数Z A N -=。
5.当原子核发射一个α粒子时，从原子核中发射出哪些核子？各为多少？答：6.当原子核发射一个β粒子时，放射性原子的A 和Z 如何变化？答：A 会增加1，Z 不变。
7.当原子核发射一个γ粒子时，放射性原子的A 和Z 是否会发生变化？答：不会发生改变。
8.什么是核素和核子？同位素的天然丰度的定义。
答：通常把具有相同质子数Z 、中子数N 的一类原子（核）称为一种核素，即核素是指任一种元素的任一种同位素，也就是说原子核构成（核内中子数和质子数）完全相同的物质就是一种核素。
对于天然存在的元素，一种核素在它所属的天然元素中所占的原子百分数称为该核素的天然丰度。
9.什么是质量亏损？原子核的结合能如何表示？什么是原子核的平均结合能？答：组成原子核的Z 个质子和A-Z 个种子的质量之和与该原子核的质量之差称为原子核的质量亏损。
原子核的结合能除以该原子的质量数A 所得的商，称为平均结合能，以ε表示。
10.一个原子质量单位的物质所相应的静止质量能为多少？答：931.5MeV 。
11.在放射性衰变中，λ的意义是什么？答：λ的物理意义为单位时间内、一个核素衰变的概率。
12.样品当前的放射性活度1450Bq ，若半衰期为25min ，试问在1h 前样品的放射性活度是多少？（7656Bq ）解：15006025/693.02/1=⨯==λT136001062.404-7650/1450/)(1062.44-⨯⨯--===⨯=⇒-s e e t A A λτλ13.试述放射性物质的衰变规律？说明半衰期的物理意义？衰变常数和半衰期之间的关系？ 答：一定数量的某种放射性核素并不是在某一时刻突然全部衰变完，而是随时间的增加而逐渐地减少。
核电厂辐射防护规定
核电厂辐射防护规定GB 14317-93国家技术监督局1993-04-20发布1993-12-01实施1主题内容与适用范围本标准规定了核热电厂辐射控制的基本原则和防护标准，以及选址、设计、运行和退役的辐射防护基本要求。
本标准适用于核热电厂，核供热厂也可参照执行。
2引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 6249 核电厂环境辐射防护规定3术语3.1核热电厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能或电力所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.2核供热厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.3中间回路在一回路和热网回路之间设置的隔离回路。
3.4热网进入用户的热水管网。
4总则4.1辐射防护目标为保障核热电厂辐射工作人员和公众的健康和安全及保护环境，确保在正常运行时核热电厂内及从核热电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射低于规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
4.2核热电厂所有导致辐射照射的实践和设施，都应当符合辐射防护三原则，即实践的正当性、辐射防护的最优化和对个人剂量的限制。
4.3在申请核热电厂选址、设计、运行和退役时，必须按照有关规定事先向国家主管部门和监督部门提交安全分析报告和环境影响报告书等，经审查批准后方可实施。
必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。
5剂量限制体系5.1基本限值5.1.1辐射工作人员的基本限值按GB 8703第2.4.2条中相应的规定执行。
5.1.2在正常运行工况下，每座核热电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量，每年应小于0.1mSv。
5.2次级限值、导出限值、管理限值和参考水平按GB 8703第2.4条中相应的规定执行。
5.3每座压水堆型核热电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足5.1.2的规定外，一般还应分别低于表1和表2所列控制值。
核电厂辐射防护基础课后习题
第一章 基本概念1.何为碳单位，碳单位的符号和质量。
答：以一个C 12原子质量的十二分之一作为原子质量单位，记为u ，这个原子质量单位称为碳单位，kg kg u 27261066056.112/1099267.11--⨯=⨯=。
2.何为原子序数和原子质量数，用何符号表示？答：原子核中质子的数目称为原子序数，用符号Z 表示；原子核中质子数和中子数之和称为原子质量数，也称质量数，用符号A 表示。
3.用X AZ 表示原子（核）时，A 、X 和Z 各表示什么意义？答：A 是原子质量数，X 是元素符号，Z 是质子数或则是原子序数。
4.用上题的符号时，中子的数目如何确定？答：中子数Z A N -=。
5.当原子核发射一个α粒子时，从原子核中发射出哪些核子？各为多少？答：6.当原子核发射一个β粒子时，放射性原子的A 和Z 如何变化？答：A 会增加1，Z 不变。
7.当原子核发射一个γ粒子时，放射性原子的A 和Z 是否会发生变化？答：不会发生改变。
8.什么是核素和核子？同位素的天然丰度的定义。
答：通常把具有相同质子数Z 、中子数N 的一类原子（核）称为一种核素，即核素是指任一种元素的任一种同位素，也就是说原子核构成（核内中子数和质子数）完全相同的物质就是一种核素。
对于天然存在的元素，一种核素在它所属的天然元素中所占的原子百分数称为该核素的天然丰度。
9.什么是质量亏损？原子核的结合能如何表示？什么是原子核的平均结合能？答：组成原子核的Z 个质子和A-Z 个种子的质量之和与该原子核的质量之差称为原子核的质量亏损。
原子核的结合能除以该原子的质量数A 所得的商，称为平均结合能，以ε表示。
10.一个原子质量单位的物质所相应的静止质量能为多少？答：931.5MeV 。
11.在放射性衰变中，λ的意义是什么？答：λ的物理意义为单位时间内、一个核素衰变的概率。
12.样品当前的放射性活度1450Bq ，若半衰期为25min ，试问在1h 前样品的放射性活度是多少？（7656Bq ）解：15006025/693.02/1=⨯==λT136001062.404-7650/1450/)(1062.44-⨯⨯--===⨯=⇒-s e e t A A λτλ13.试述放射性物质的衰变规律？说明半衰期的物理意义？衰变常数和半衰期之间的关系？ 答：一定数量的某种放射性核素并不是在某一时刻突然全部衰变完，而是随时间的增加而逐渐地减少。
核电厂辐射防护2
辐射照射的分类
根据受到的照射水平和它的时间分布，可将各 种照射划分为两种类型。第一类是连续的或分 散的低剂量率、低剂量水平下的照射；第二类 是中等或高剂量率、大剂量水ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ下的短时间照 射。
β粒子的相对危害性
与α粒子相比，β粒子在空气中的射程较 大。能量较高的β粒子能穿透人体皮肤进 入浅表组织，因此，β粒子是具有较小外 照射危害的辐射。
β粒子在组织中射程较大，在组织的某一 小体积内沉积的能量较α粒子小，对小体 积内组织引起的损伤比α粒子要小
γ射线的相对危害性
γ射线在空气和其他物质中的射程较大，也就 是说其穿透力较强。即使处于离辐射源远处的 组织，也会受到危害。当人体处于γ射线辐射 场中时，会使所有器官和组织受到照射。就外 照射而言，与α、β辐射相比，γ射线具有更大 的危害性。
由于γ射线在人体组织中的射程较大，甚至贯 穿人体，因而在组织中某一小体积内沉积的能 量较小，对人体组织损伤也较小。就内照射而 言，γ射线的危害较α、β辐射小得多
中子的相对危害性
中子不带电，不论在空气中还是其它物质中， 它都具有很大的射程，与γ一样，中子对人体 的危害主要是外照射，但其产生的损伤程度要 比γ射线大。
辐射对机体的作用
电离辐射对细胞的损伤
电离辐射对细胞作用所产生的损伤是产生生 物效应的外因，细胞对电离辐射有敏感性，同 时也有耐受性，生物酶也可以对细胞的损伤进 行一定的修复，减小电离辐射的影响，当不能 完全修复时便会产生明显的生物效应。如果这 些损伤是严重的并且是大量的(短时间内的大 剂量照射)，就会损害全部细胞，表现出电离 辐射的危害性。辐射对细胞作用过程见图l。
辐射对机体的作用
人体受到辐射照射后出现的健康危害来源于各种射线 通过电离作用引起组织细胞中原子及由原子构成的分 子的变化。电离和激发主要通过对DNA分子的作用使 细胞受到损伤，导致各种健康危害。危害的性质和程 度因辐射的物理学特性和机体的生物学背景而有所不 同。它可以是发生在受照者本人的躯体性效应(somatic effect)，也可以是因生殖细胞受到照射引起的发生在 受照者后裔的遗传性效应(hereditaryeffect)；可以是超 过一定水平照射后必然出现的确定性效应 (deterministiceffect)，也可以是受照水平虽低也不能 完全避免的随机性效应(stochasticeffect)。
核电厂项目施工辐射防护措施
核电厂项目施工辐射防护措施1原则辐射防护的目的在于防止任何可避免的照射，并降低一切不可避免的照射，使之保持在合理可行尽量低的水平。
为实现这一目标的设计中必须采用下述办法：（1）含有放射性物质的构筑物、系统和部件采用适当的布置方式，并设置屏蔽；（2）核电厂和设备设计中贯彻减少辐射区内人员活动和厂区人员遭受污染的可能性的要求；（3）放射性废物在厂内的处置或发往厂外的过程中，采用适当的方式和条件处理放射性物质；（4）采取措施，降低厂内所产生的散布于厂内或释放到环境的放射性物质的数量和浓度。
必须充分考虑到人员停留区域内辐射水平以及放射性废物的产生随时间递增的因素。
①进一步指导见安全导则HAF0209。
2辐射防护的设计核电厂的设计中必须贯彻厂内外的辐射照射在运行状态下限制于规定限值和事故工况下限制于可接受限值以内的要求。
设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的设计和布置中必须采取合适的措施，以尽量减少来自各种放射源的照射和污染；这类措施必须包括在维护和检查期间降低辐射照射、屏蔽直接照射、采用技术规格适当的材料降低腐蚀产物的活度、监测手段、核电厂出入口的控制、按辐射和污染程度分区及合适的去污设施等方面的系统和部件的恰当设计。
屏蔽设计必须符合操作区的辐射水平不超过规定限值，并有利于在维护中降低维护人员所受的辐射照射。
屏蔽设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的布置必须符合下述要求：辐射区和污染区的出入要有控制措施，厂内放射性物质的转移和人员流动所引起的污染减少至最低限度。
核电厂的布置要为高效率的运行、检查、维护和部件的更换创造条件，以尽量减少辐射照射。
必须为人员和设备提供合适的去污设施，并为处理去污活动中所产生的放射性废物采取适当措施。
3辐射监测设备必须配置用于在运行状态和事故工况中（并视实际可能在严重事故期间）进行充分辐射防护监督的设备。
其具体要求如下：（1）在运行人员常驻之处以及在正常运行或预计运行事件中，由于辐射水平的变化需在一定时间内限制进入的场所，设置固定式剂量率仪表对当地的辐射剂量率进行监测；此外，必须在适当的地点安装固定式剂量率仪表，用以指示事故工况和严重事故下总的辐射水平；这些仪表必须向控制室或有关控制点提供足够的信息，以便运行人员及时采取必要的纠正措施；（2）在人员常驻之处及气载放射性水平可能高至要求防护措施的场所，设置测量空气中放射性物质活度的监测系统；测得高浓度核素时，这些系统必须向控制室或适当的控制点发出指示；（3）在运行状态或事故工况下，为测定流体处理系统中和取自核电厂系统或空间的气体或液体样品中所选定的放射性核素浓度设置固定式设备或实验室装置；（4）设置监测排出流向环境排放前或排放过程的固定式设备；（5）设置用于测量放射性表面污染的仪器；（6）设置用于测量人员所受剂量和污染的装置。
2核电厂辐射防护
当量剂量H是组织或器官平均吸收剂量DTR和辐射权重因数WR的 乘积，即：H＝DTR×WR；
DTR：辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收剂量； WR ：辐射R的辐射权重因数。
辐射权重因数：用于考虑不同类型辐射的相对危害效应（包括
对健康的危害效应）。例如，快中子辐射一般被认为20倍于X射 线或γ辐射的危害。你也可以认为快中子具有“较高的品质”， 因为你只需吸收很少的剂量就可达到同等的生物效应。这一品 质用辐射权重因数表示。
李继开 2016年10月
目录
➢ 辐射防护基础 ➢ 辐射防护目的、原则及剂量限制体系 ➢ 辐射危害及其防护 ➢ 辐射控制区的管理 ➢ 放射性废物管理 ➢ 辐射防护管理
一、辐射防护基础
物质的构成 放射性衰变 射线与物质的相互作用及防护 辐射防护基本物理量
原子构成
原子－组成物质的基本单位。由带正电的原子核和绕 其高速旋转的带负电的轨道电子所组成，原子核带的 电量等于核外电子的总电量。
最优化不仅仅是个人剂量，也包括集体剂量。
ALARA的目的
减少个人剂量和集体剂量数值 减少受照的人数 减少潜在的内照射和外照射的发生几率
个人剂量限制
辐射实践满足了正当化要求，辐射防护也做到了最优 化，但不一定能对每个人提供足够的防护。因此，对 于给定的某项辐射实践，不论代价与利益的分析结果 如何，必须用剂量当量限值对个人所受照射加以限制。
dm的空气中释放出的所有次级电子完全被阻止在空气中，其在 空气中产生同一种符号的离子的总电荷量的绝对值。
照射量的国际单位，按定义为“C·kg-1”,没有专门名称。照射量的专 用单位是：“伦琴”，符号是：R，它与国际单位的关系是： 1R=2.58×10-4C·kg-1
由电子发射的轫致辐射被吸收后产生的电离不包括在dQ之中。
DTR：辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收剂量； WR ：辐射R的辐射权重因数。
辐射权重因数：用于考虑不同类型辐射的相对危害效应（包括
对健康的危害效应）。例如，快中子辐射一般被认为20倍于X射 线或γ辐射的危害。你也可以认为快中子具有“较高的品质”， 因为你只需吸收很少的剂量就可达到同等的生物效应。这一品 质用辐射权重因数表示。
李继开 2016年10月
目录
➢ 辐射防护基础 ➢ 辐射防护目的、原则及剂量限制体系 ➢ 辐射危害及其防护 ➢ 辐射控制区的管理 ➢ 放射性废物管理 ➢ 辐射防护管理
一、辐射防护基础
物质的构成 放射性衰变 射线与物质的相互作用及防护 辐射防护基本物理量
原子构成
原子－组成物质的基本单位。由带正电的原子核和绕 其高速旋转的带负电的轨道电子所组成，原子核带的 电量等于核外电子的总电量。
最优化不仅仅是个人剂量，也包括集体剂量。
ALARA的目的
减少个人剂量和集体剂量数值 减少受照的人数 减少潜在的内照射和外照射的发生几率
个人剂量限制
辐射实践满足了正当化要求，辐射防护也做到了最优 化，但不一定能对每个人提供足够的防护。因此，对 于给定的某项辐射实践，不论代价与利益的分析结果 如何，必须用剂量当量限值对个人所受照射加以限制。
dm的空气中释放出的所有次级电子完全被阻止在空气中，其在 空气中产生同一种符号的离子的总电荷量的绝对值。
照射量的国际单位，按定义为“C·kg-1”,没有专门名称。照射量的专 用单位是：“伦琴”，符号是：R，它与国际单位的关系是： 1R=2.58×10-4C·kg-1
由电子发射的轫致辐射被吸收后产生的电离不包括在dQ之中。
福建省核电厂环境辐射防护办法文档
2020福建省核电厂环境辐射防护办法文档Document Writing福建省核电厂环境辐射防护办法文档前言语料：温馨提醒，公务文书，又叫公务文件，简称公文，是法定机关与社会组织在公务活动中为行使职权，实施管理而制定的具有法定效用和规范体式的书面文字材料，是传达和贯彻方针和政策，发布行政法规和规章，实行行政措施，指示答复问题，知道，布置和商洽工作，报告情况，交流经验的重要工具本文内容如下：【下载该文档后使用Word打开】福建省核电厂环境辐射防护办法第一章总则第一条为加强核电厂环境辐射防护，预防和控制放射性污染和核事故危害，保障公众健康及安全，促进核电事业健康发展，根据国家有关法律、法规，结合本省实际，制定本办法。
第二条本办法适用于本省行政区域内核电厂辐射环境监督管理、核事故应急(以下简称核应急)管理、规划管控、公众沟通与信息公开等环境辐射防护工作。
第三条核电厂环境辐射防护坚持安全第一、预防为主、防治结合、严格管理的原则。
第四条省人民政府环境保护主管部门依法对核电厂环境辐射防护工作实施统一监督管理。
省人民政府公安、交通、卫生、民政等有关主管部门应当按照各自职责做好核电厂环境辐射防护监督管理和事故应急工作。
第五条核电厂所在地设区的市、县级人民政府应当将核电厂环境辐射防护纳入本行政区域环境保护规划，建立和完善核电厂环境辐射防护和核应急工作协调机制，提高辐射环境监管和核事故应对能力，保障公众和环境安全。
第六条核电厂必须严格遵守国家核安全法律法规标准，采取安全与防护措施，预防发生可能导致放射性污染的各类事故，避免放射性污染危害。
第七条公民、法人和其他组织依法享有获取核电厂辐射环境状况信息的权利。
公民、法人和其他组织有权对可能造成核电厂放射性污染的行为提出检举和控告。
第八条核电厂建设、发展规划应当与当地环境保护规划、国民经济和社会发展规划相适应。
核电厂所在地县级以上人民政府应当支持核电厂依法经营，共同维护核电安全;核电厂应当支持当地经济和社会发展。
核电厂辐射防护规程
核电厂辐射防护规程随着能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式，越来越受到关注。
在核电厂的运营过程中，辐射防护成为一个至关重要的方面。
本文将就核电厂辐射防护规程展开论述。
一、辐射防护目标和原则核电厂辐射防护的首要目标是保障工作人员的安全和健康。
为实现这一目标，辐射防护需遵循以下原则：1.最低合理剂量原则：核电厂应根据工作环境和岗位特性设定辐射剂量的安全限值，并通过采取合理的防护措施，尽可能降低辐射暴露程度。
2.风险评估和管理：核电厂应定期进行辐射风险评估，评估相关设备和工作流程可能产生的辐射风险，并采取相应的管理措施，保障工作人员的安全。
3.防护措施和装备：核电厂应根据辐射风险评估结果，配置适当的个人防护装备和设备，包括辐射屏蔽及监测设备等，以降低辐射对员工的影响。
4.持续监测和控制：核电厂应建立完善的辐射监测系统，对核电厂内外的辐射水平进行实时监测和记录，确保辐射水平始终处于安全范围内。
5.培训和教育：核电厂应对工作人员进行相关的辐射防护培训和教育，提高其对辐射防护的认识和意识，并确保其能够正确使用个人防护装备。
二、核电厂辐射防护管理核电厂辐射防护管理是确保辐射防护措施有效落实的关键环节。
以下为核电厂辐射防护管理的主要内容：1.辐射防护责任分工：核电厂应明确各级管理人员在辐射防护工作中的责任和职责，并将其纳入日常工作考核体系。
2.辐射防护计划：核电厂应制定详细的辐射防护计划，包括工作流程、设备配置、员工培训等方面的内容，并定期进行评估和修订。
3.辐射防护设施建设：核电厂应建立与辐射防护相关的设施，包括辐射防护室、测量实验室、辐射监测点等，确保辐射防护工作的有效开展。
4.辐射监测和报告：核电厂应定期进行辐射监测，并及时向有关部门提交辐射水平报告，确保迅速采取相应措施。
5.事故应急预案：核电厂应制定完善的辐射事故应急预案，明确各级员工在紧急情况下的应对措施和责任，以最大限度地减少事故对员工的影响。
核电厂的辐射防护
核电厂及反应堆的辐射防护概述自从1954年第一个示范性核电厂问世以来，核电厂已有了很大的发展。
目前，发电用的核反应堆有十多种，其中比较成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、石墨水堆和重水堆。
在当今世界的核电厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电厂占绝大多数核电厂核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电的。
对于不同类型的核反应堆，相应的核电厂的系统和设备有较大的差别。
压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统所组成。
核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。
同时由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又是一个辐射源。
核反应堆内装有一定数量的核燃料，核燃料裂变过程中释放出的热能，由流经反应堆内的冷却剂带出反应堆，送往蒸汽发生器核电厂一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备组成。
高温高压的冷却水由主循环泵唧送至反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。
此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内，如此循环构成一个密闭的循环回路核电厂一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物通常称为反应堆安全壳。
安全壳为内径约30米、高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境核电厂二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。
它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵等设备组成。
二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。
由于核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性，特别是在燃料元件破损的情况下，一回路的放射性水平很高。
因此从反应堆流出来的冷却剂一般不宜直接送入汽轮机。
核电厂环境辐射防护办法
核电厂环境辐射防护办法核电厂是一种利用核能进行发电的设施，它有着明显的优势，如高能源密度、低碳排放等。
然而，核电厂在发电过程中会产生辐射，因此，环境辐射防护办法是核电厂运行中必不可少的一项重要工作。
本文将就核电厂环境辐射防护办法展开讨论。
一、核电厂环境辐射的来源和影响核电厂环境辐射主要来自以下几个方面：1. 核反应堆: 核反应堆是核电厂最主要的辐射源之一，它在核裂变过程中会产生大量的辐射能量，如中子、γ射线等。
2. 放射性废物: 核电厂产生的放射性废物也是环境辐射的重要来源之一。
这些废物包括燃料棒、冷却剂、部分设备等。
这些废物会通过液体、气体或固体形式释放出各种辐射。
核电厂环境辐射会对人类和环境产生一定的影响，主要有以下几个方面：1. 人体健康: 过量的辐射对人体健康造成潜在的威胁。
长期暴露在核电厂环境辐射下可能导致辐射病变，增加患癌症的风险。
2. 生态环境: 核电厂环境辐射对生态环境也具有一定的影响。
辐射对动植物的生长和繁殖能力产生负面影响，可能导致生态系统的紊乱。
二、核电厂环境辐射防护办法为了保护人类和环境免受核电厂环境辐射的危害，核电厂采取了一系列的环境辐射防护办法：1. 设施抗辐射措施: 核电厂设计和建设过程中，需要考虑到抗辐射措施，如使用辐射屏蔽材料、加厚建筑物墙壁等，以减少辐射向外泄漏的可能性。
2. 辐射监测: 核电厂周边设置辐射监测设备，实时监测环境中的辐射水平。
一旦辐射超过限制值，核电厂会采取相应的措施，如停机检修、封堵辐射泄漏点等。
3. 放射性废物管理: 核电厂需要建立完善的放射性废物管理系统，将废物妥善封存、处理和处置，以避免对环境和人类造成污染和危害。
4. 人员防护: 核电厂要求工作人员必须佩戴适当的防护装备，如防辐射服、防护眼镜等，以减少辐射对人体的伤害。
5. 紧急应急预案: 核电厂制定紧急应急预案，以应对可能发生的事故和突发情况。
这些预案包括对周边居民的疏散和安置、事故处理和泄漏控制等。
核电厂辐射防护措施规程
核电厂辐射防护措施规程核能作为清洁能源的重要组成部分，被广泛应用于各个行业，特别是核电厂。
但是，核能的应用也带来了辐射的安全隐患。
为了保障核电厂的安全运行，保护员工和公众的身体健康，制定一套完善的辐射防护措施规程势在必行。
本文章将从职业辐射防护、环境辐射防护和应急措施等方面分述。
一、职业辐射防护1.工作场所防护核电厂应确保工作场所的辐射水平符合国家和行业规定的标准。
首先，应对工作区域进行合理划分，严格按照不同辐射水平的区域进行防护。
针对高辐射区域，应设置辐射源屏蔽设施，采取合适的辐射防护措施，如使用铅衣和屏蔽材料等。
其次，应定期监测工作场所的辐射水平，并及时采取措施进行调整和修复。
2.个人防护核电厂的工作人员必须采取个人防护措施，确保自身的安全。
在高辐射区域工作的人员应佩戴防护用品，如铅背心、铅手套、防护帽等。
同时，应注意佩戴防护装备的正确使用方法，并定期检查装备的完好性和有效性。
3.辐射监测核电厂应建立完善的辐射监测系统，对工作人员进行定期辐射剂量监测和记录。
针对高辐射区域，应加强实时监测，及时发现和处理辐射超标事件。
监测数据应储存并及时上报相关部门，确保监测的准确性和可靠性。
二、环境辐射防护1.辐射废物管理核电厂在生产过程中必然会产生辐射废物，因此必须建立严格的辐射废物管理制度。
首先，应制定辐射废物的处理和储存方案，确保废物得到安全、合理的处置。
其次，应定期对辐射废物进行监测和评估，确保处理措施的有效性和环境安全。
2.辐射环境监测核电厂应建立辐射环境监测系统，定期对周边环境的辐射水平进行监测和评估。
监测范围应包括空气、水源、土壤等关键环境。
监测数据应及时上报相关管理部门，并确保监测数据的准确性和可靠性。
三、应急措施1.应急预案核电厂应制定完善的辐射应急预案，以应对突发事故和辐射泄露事件。
预案应包括应急组织机构、人员职责和任务、应急设备和资源准备、应急措施和处置步骤等内容。
并定期组织应急演练，以检验和提升应急响应能力。
核电站控制辐射的技术方法
距离防护
H ’ ∝ 1 / R2
措施：远距离操作
任何源不能直接用手操作； 注意β射线防护
例题１：距离一个ｒ点源3米处的剂量率为100Sv/h，问 距源１ 解：按公式 因为 所以 H1’ ٠ R12 = H2’ ٠ R22 100×3 2 = H2’×12 H2’ = 100×3 2 = 900（Sv/h）
尽量选用表面光洁，易于去污的材料。
对于需要重复使用的个人防护用品，也应选用洗涤去
污效率高的材质制做。
b)
①
防止设备、器具污染
—对于检修可能泄漏放射性物质造成表面污染的设备（如阀门 、管道、泵等）应事先在地面、相邻的设备表面铺设塑料布。
4.2.3.1
a) b) c) d)
选用易于去污的材料 防止设备、器具污染 建立污染控制区
防止表面污染
a) 选用易于去污的材料
对于进行放射性操作可能造成表面污染的设备间、阀
门间和实验室等地方，或者可能发生放射性物质泄漏 的地方，其地面、墙面应尽量平整、光滑，并刷涂易 于去污的油漆等涂料。
对于在控制区内使用的设备、器材和工具等物品也应
人与辐射源之间的距离；或操作时应选择合
适的工作位置，尽量远离“热点”等，以减 小工作处的剂量率，从而减少受照剂量。
图
应用距离防护的一个例子
2.3 屏蔽防护
2.3.1
射线类型 α β
屏蔽材料的选择
作用形式 电离、激发 电离、激发、轫致 辐射 光电、康普顿、电 子对 弹性、非弹性、吸 收 材料选择原则 一般低Z材料 低Z材料+高Z材料 铝、有机玻璃、 混凝土、铅 铅、铁、钨 混凝土、砖 水、石蜡、含硼聚乙 烯 常用屏蔽材料
（7）其它系统和设备 ——反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）： PTR泵接触剂量率约为0.4mSv/h； PTR水池边沿剂量率约10Sv/h。 ——核取样系统（REN）： 手套箱内取样管嘴处剂量率约0.51mSv/h。 ——核岛排气和疏水系统（RPE）： 反应堆厂房管系及地坑剂量率约1.2mSv/h； 废水排水箱房间环境剂量率约0.8mSv/h。 ——硼回收系统（TEP）： 浓缩液排液管线上过滤器接触剂量率约5mSv/h。 ——废液处理系统（TEU）： 前置槽外部剂量率约0.21mSv/h； 蒸发器外部剂量率约0.2mSv/h。 ——固体废物处理系统（TES）： 废树脂槽房间门口剂量率约20mSv/h； 蒸残液槽外部剂量率约2mSv/h。
第二章核电厂辐射防护
1.概述
2）辐射防护限值与剂量约束值 核电厂放射性工作人员职业照射的 剂量限 值:5年的年平均 有效剂量为20mSv； 眼晶体的年当量剂量为150mSv 四肢或皮肤年当量剂量为500mSv －－GB18871－2002 核电厂向环境释放物质对任何公众个人造成 的有效剂量约束值每年必须小于0.25mSv
4.核电厂的辐射防护措施
• 我国核电厂分区的剂量率水平：(20mSv/a)
标准 GB8703-88（50mSv）（ 岭澳一期） EJ/T3162001(20mSv) 有效剂量率 (mSv/h) D≤0.001 D≤0.0025 7.5µSv/h≤D＜25µSv/h 2000h＜t≤6667h 黄1 黄2 橙区 2mSv/h≤D＜100mSv/h 5h＜t＜25h D≥100mSv/h 5h t＜ D>10 通常禁止进入 dose≥0.1Sv/h(10rem/h) 25µSv/h≤D＜2mSv/h 25h＜t≤2000h D≤0.01 D≤0.1 D≤1 D≤10 空气污染 浓度 (DAC) 不受污染 可忽略 ≤0.1 ≤1 ≤10 GB18871-2002(20mSv)
5.降低居民受照的防护措施
c)水文条件 独立水文单元、受纳水体 d)土地利用 e)人为外部事件：飞机撞击、爆炸、有毒有 害物泄漏等。 f)非居住区、规划限制区（根据选址源项）
6.降低居民受照的防护措施
2）防止放射性物质释放的多重屏障
6.降低居民受照的防护措施
• 一 燃料组件与核反应堆的本体结构
32
图1-21 压水堆压力容器内结构示意图
1—吊装耳环 2—封头 3—上支撑板 4—内部支撑凸缘 5—堆芯吊篮 6—上支撑柱 7—进口接管 8—堆芯上栅格板 9—围板 10—进出孔 11—堆芯下栅格板 12—径向支撑件 13—底部支撑板 14—仪表管 15—堆芯支撑柱 16—流量混合板 17—热屏蔽 18—燃料组件 19—压力容器 20—围板径向支撑 21—出口接管 22—控制棒束 23—控制棒驱动杆 24—控制棒导向管 25—定位销 26—夹紧弹簧 27—控制棒套管 28—隔热套筒 29—仪表引线管 30—控制棒驱动机构
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图1-21 压水堆压力容器内结构示意图
1—吊装耳环 2—封头 3—上支撑板 4—内部支撑凸缘 5—堆芯吊篮 6—上支撑柱 7—进口接管 8—堆芯上栅格板 9—围板 10—进出孔 11—堆芯下栅格板 12—径向支撑件 13—底部支撑板 14—仪表管 15—堆芯支撑柱 16—流量混合板 17—热屏蔽 18—燃料组件 19—压力容器 20—围板径向支撑 21—出口接管 22—控制棒束 23—控制棒驱动杆 24—控制棒导向管 25—定位销 26—夹紧弹簧 27—控制棒套管 28—隔热套筒 29—仪表引线管 30—控制棒驱动机构
4.核电厂的辐射防护措施
控制区－－区域内辐射水平较高，需要或可 能需要专门防护手段或安全措施的区域。 • 控制正常的照射或防止污染扩散；预防或 限制潜在照射； • 采用实体边界划定控制区； • 控制区进出口要有指示，提供防护用品、 监测设备和个人衣物柜、提供皮肤和衣物 污染监测仪、冲洗淋浴设备和污染衣物存 放柜（专门的卫生通过间）。
5.核电厂运行的放射性风险
2）污染风险 污染是以沉积形式存在于作业 现场设备内表面以及外壁上（也可能地面 和墙壁）。现场工作人员的活动污染物再 悬浮并吸入放射性颗粒； 污染物扩散 扩散到邻近区域；体表污染；内照射 污染监测 内照射预防
5.核电厂运行的放射性风险
3）碘风险 裂变产物碘－－一回路打开或泄漏；乏燃料 水下操作事故－－以气态或气溶胶进入控 制区。 监测设备：固定式仪表（KRT系统或RMS系 统）；移动式仪表；手动式仪表。 预防措施：监测和跟踪一回路放射性；通风 ；碘吸附器
4.核电厂的辐射防护措施
• 我国核电厂分区的剂量率水平：(20mSv/a)
标准 GB8703-88（50mSv）（ 岭澳一期） EJ/T3162001(20mSv) 有效剂量率 (mSv/h) D≤0.001 D≤0.0025 7.5µSv/h≤D＜25µSv/h 2000h＜t≤6667h 黄1 黄2 橙区 2mSv/h≤D＜100mSv/h 5h＜t＜25h D≥100mSv/h 5h t＜ D>10 通常禁止进入 dose≥0.1Sv/h(10rem/h) 25µSv/h≤D＜2mSv/h 25h＜t≤2000h D≤0.01 D≤0.1 D≤1 D≤10 空气污染 浓度 (DAC) 不受污染 可忽略 ≤0.1 ≤1 ≤10 GB18871-2002(20mSv)
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
红区
4.核电厂的辐射防护措施
• 美国的分区剂量率水平（50mSv/a)
区域 允许的居留 剂量率 0无限制的正常居留≤0.05mrem/h（0.5μSv/h） Ⅰ非限制区 ≤0.25mrem/h （2.5μSv/h） Ⅱ职业工作区 ≤2.5mrem/h （25μSv/h） Ⅲ间断工作区 ≤15mrem/h （150μSv/h） Ⅳ限制进入区 ≤100mrem/h （1mSv/h） Ⅴ控制进入区 ≤1rem/h （10mSv/h） Ⅵ正常为限制，事故后有限进入区≤10rem/h （100mSv/h） Ⅶ正常严格限制，事故后限制进入区≤100rem/h （1 Sv/h） Ⅷ正常禁止进入区，事故后严格限制进入区≤500rem/h （5 Sv/h Ⅸ极高辐射区 ＞500rad/h （5 Gy/h）
5.核电厂运行的放射性风险
1）外照射风险 取决于现场维护工作的准备 ；区域现场标示；现场工作人员配备的监 测设备。 设备室的辐射风险指数：一回路的各个固定 监测点测量到的平均值－－它给出了一回 路上放射性沉积； 现场分区；热点标示；辐射水平分布图； 个人监测设备（剂量率计） 防护措施：时间；距离；屏蔽。
核电厂辐射防护
清华大学核研院 方 栋 2010年1月
1.概述
1）核电厂 1.1 轻水堆 A）压水堆 B）沸水堆 1.2重水堆 1.3高温气冷堆
堆型 压水堆 沸水堆 重水堆 铀 高温气冷堆 钠冷快堆 中子谱 慢化剂 热中子 H2O 热中子 H2O 热中子 D2O 热中子 快中子 石墨 无 冷却剂 燃料形态 燃料富集度 H2 O UO2 3%左右 H2 O UO2 3%左右 D 2O UO2 天然铀或稍加浓 氦气 （Th,U）O2 7~20%或90% 液态钠 （U,Pu）O2 15~20%
D（剂量当量率） 非限制 区 监督区 (白) 绿区 黄区 D＜7.5µSv/h t＞ 6667h
居留特征 无限制 每季工作少于 500h 每周工作少于 40h 每周工作少于4h 管理进入 限制进入
剂量当量率（外照射＋内照射）
2.5µSv/h(0.25mrem/h)＜dose＜ 10µSv/h(1.0mrem/h) 10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
4.核电厂的辐射防护措施
2）屏蔽 核电厂设计的屏蔽考虑： 堆本体的中子和γ屏蔽；中子能量、 γ能量 一回路的缓发中子和裂变产物（假设元件破 损率） 活化产物16N（T1/2=7.13s、Eγ＝6.13Mev） 的屏蔽；屏蔽材料与形式； 核电厂检修的屏蔽考虑：移动屏蔽或局部屏 蔽；
4.核电厂的辐射防护措施
2.核电厂辐射源
1）堆本体 a) 燃料元件中裂变产物（包括氚）、超铀元素、结 构材料中放射性活化产物; b) 中子、γ、β；(堆芯积存量ORIGEN） 2)冷却剂系统 少量裂变产物、腐蚀产物的活化（60、58Co、110mAg、 124Sb）、冷却剂的活化产物（3H、16N、14C、 24Na、38Cl 、42K、65Zn）、空气活化产物41Ar； 计算程序：美国PWR－GALE；法 PROFIP－裂变 产物，法 PACTOLE－腐蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成90％以上的剂量贡献
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压水堆三道安全屏障
第二道屏障—压力边界
第一道屏障— 燃料芯块和包壳
第三道屏障—安全壳
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6.降低居民受照的防护措施
• 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相 关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界 ，称为一回路压力边界。 • 该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全 屏障。
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5.核电厂运行的放射性风险
4）α风险 风险的鉴别（燃料包壳破损）；风险存在的 部位； 探测设备； 预防措施：集体防护（封闭和负压）；个人 防护；α污染物的处理。 5）运行期间进入反应堆厂房 系统带压和含氮容器；中子与16N的γ
6.降低居民受照的防护措施
1）厂址选择 为了确保核电厂自身核安全和减少对环境影 响，在选址中要考虑很多因素：地质、地 震、水文、气象、人口、土地利用、外部 事件等 a) 人口 :密度、非居住区（禁区）；规划限 制区（低人口区）；应急要求； b) 气象：气载流出物的稀释弥撒；（内陆的 特点）
• • • • • 密封的燃料芯块和燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。 高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃 料芯块。 燃料芯块中铀-235的富集度约3％，－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米， 厚约0.57毫米的锆-4合金管内。 这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆 合金管内，构成高度为3米多细而长的燃料元件。 这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件见图1-20。一般是将燃 料元件排列成17×17的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加上端部构件 ，整个燃料组件长约4米。燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以 利于冷却剂的横向流动。P32
3.核电厂辐射危害
2）对环境的影响 a)放射性气态流出物 来源：含氢废气；含氧废气；工作场所的排风； 处理：储存（或滞留)衰减、过滤、吸附。 排放：烟囱－大气 b)放射性液态流出物 来源：工艺废液；化学废液、地面疏水、洗涤 废水
3.核电厂辐射危害
处理：蒸发、离子交换、过滤。 排放槽－－混合－－排入受纳水体 c)固体放射性废物 不可压缩废物：系统设备（包括易损部件、 过滤器等); 可压缩废物：沾污的防护用品；废树脂； 处理：压缩（焚烧）；整备；固化 ；暂存； 送中低放处置库。
2.核电厂辐射源
3）乏燃料储存和运输 缓发中子、裂变产物放射性（γ） 4）废液、废气、废物处理系统 裂变产物和活化产物放射性（ γ、β）； 开放操作 外照射、内照射 5)降低一回路放射性源项的措施：减少腐蚀 产物生成；一回路除盐、净化；控制补给 水的含氧量
3.核电厂辐射危害
1）工作人员的职业照射 全身有效剂量限值小于20mSv/a 剂量约束值 15－18mSv/a 防止确定性效应 健康（包括癌症和遗传疾病）风险为 1.5/1000 (7.3×10－2/Sv)
公众成员受到气载流出物照射的途径
空气污染 吸入照射
气 载 流 出 物
弥散 土壤 沉降 植物 食入内照射 动物 水体 外照射 人 的 剂 量
公众成员受到液态流出物照射的途径
弥散 液 态 流 出 物 水 内照射
水生生物
灌溉
食物
人 的 剂 量
沉积
外照射
3.核电厂辐射危害
d)影响环境的途径 e)公众的剂量限值 1mSv/a 核电厂流出物对公众的影响为0.25mSv/a 如果核电厂有多个机组或同一个厂址有多个 核电厂需要对0.25mSv/a进行分配。 0.25mSv/a 仅仅为天然本底的1/10 放射性辐射的健康（包括致死癌症、非致死 癌症和遗传疾病）风险为7.3×10－2/Sv
3）时间和距离控制 工作人员在辐射场中剂量是正比于源强和时 间，和距离成平方反比。
设计上采用灵活方便结构、提供良好的检修；工作环境和条 件、减少不必要的照射时间；使用特殊的长柄工具等
4.核电厂的辐射防护措施
4）通风
气流组织：由干净区向脏区流；辐射工作区（特别 是进行开放性操作的区域）要保证一定的负压或 换气次数；排风经处理后由烟囱排出；
1.概述
2）辐射防护限值与剂量约束值 核电厂放射性工作人员职业照射的 剂量限 值:5年的年平均 有效剂量为20mSv； 眼晶体的年当量剂量为150mSv 四肢或皮肤年当量剂量为500mSv －－GB18871－2002 核电厂向环境释放物质对任何公众个人造成 的有效剂量约束值每年必须小于0.25mSv