核电厂的辐射防护
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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。
核电站辐射防护和安全管理制度
核电站辐射防护和安全管理制度核电站作为一种特殊的能源发电设施，其运营和管理需要严格的辐射防护和安全管理制度。
本文将就核电站辐射防护和安全管理制度展开讨论，旨在探究如何确保核电站的安全运行。
一、辐射防护制度核电站的核反应堆存在辐射物质，因此必须制定辐射防护措施来保护工作人员和环境免受辐射的危害。
核电站辐射防护制度主要包括以下几个方面的内容：1. 辐射监测和评估：核电站应设置辐射监测设备，实时监测辐射水平，并对辐射进行定期评估，确保辐射水平处于安全范围内。
2. 辐射防护设施和装备：核电站应配备合适的辐射防护设施和个人防护装备，确保工作人员在接触辐射物质时能得到有效的防护。
3. 辐射工作许可制度：核电站应建立辐射工作许可制度，对从事辐射工作的人员进行资格认证和培训，确保他们具备辐射防护的知识和技能。
4. 辐射事故应急预案：核电站应制定辐射事故应急预案，明确各种辐射事故的应对措施和责任分工，确保在事故发生时能够及时有效地进行处置。
二、安全管理制度核电站的安全管理制度是保障核电站安全运行的重要保证。
核电站的安全管理制度主要包括以下几个方面的内容：1. 安全责任制度：核电站应明确各级管理人员和工作人员的安全责任，并建立相应的追责机制，确保每个人都对核电站的安全负起应有的责任。
2. 安全培训和教育：核电站应定期组织安全培训和教育，提高工作人员的安全意识和技能，使他们能够正确应对各种安全风险和突发事件。
3. 安全检查和监督：核电站应建立健全的安全检查和监督制度，开展定期的安全检查和隐患排查，及时发现和解决安全问题。
4. 安全事故报告和调查：核电站应建立安全事故报告和调查制度，对发生的安全事故进行及时报告和调查，找出事故原因并采取相应的措施进行预防。
结论核电站辐射防护和安全管理制度对核电站的安全运行至关重要。
通过建立完善的辐射防护措施和安全管理制度，核电站能够有效地防范辐射危害和安全风险，保障工作人员和环境的安全。
核电站辐射防护安全专项措施
核电站辐射防护安全专项措施核电站作为一种重要的能源供应方式，为了确保其运行安全，辐射防护措施显得尤为重要。
本文将详细介绍核电站辐射防护安全专项措施，旨在确保核电站的安全性和可靠性。
一、核电站辐射防护措施的背景和意义核电站作为一种特殊的能源设施，其运行过程中会产生不可避免的辐射。
这些辐射对人体和环境都具有一定的潜在风险，因此需要采取一系列辐射防护措施来降低这些风险。
核电站辐射防护措施的实施可以保障工作人员的健康和安全，并减少辐射对周围环境的影响，确保核电站在长期运行中稳定安全。
二、核电站辐射防护措施的技术要求1. 辐射剂量监测：核电站应建立辐射监测系统，实时监测各个区域的辐射剂量水平。
监测数据需要及时、准确地反映辐射水平，以便及时采取相应的防护措施。
2. 辐射防护屏蔽设计：核电站需要合理设计防护屏蔽，将辐射泄漏降至最低限度。
这可以通过合理配置混凝土和钢材等材料进行屏蔽设计，以保障工作人员和周围环境的安全。
3. 人员防护和培训：核电站的工作人员需要接受专门的辐射防护培训，掌握正确的防护知识和技能。
同时，核电站还需要提供适当的防护设备，如防护服、防护眼镜等，确保工作人员在操作过程中不会受到辐射的影响。
4. 废物管理：核电站生成的废物需要进行安全的处理和处置。
这些废物应按照相关的规定和标准进行分类、封装和贮存，以减少对环境和人体的潜在风险。
三、核电站辐射防护措施的实施与管理为了确保核电站辐射防护措施的有效性和实施情况，需要建立一套科学严谨的管理体系。
具体措施如下：1. 监测与评估：核电站应定期对辐射环境进行监测和评估，确保辐射水平在允许范围内。
监测数据应及时记录和报告，并进行统计分析，以便及时采取相应补救措施。
2. 培训与教育：核电站需要为工作人员提供定期的辐射防护培训和教育，确保他们掌握最新的防护知识和技能，并提高对辐射防护的意识和重视程度。
3. 事故应急处理：核电站需要建立完善的应急预案和紧急处置措施，以应对可能发生的辐射事故。
核电厂环境辐射防护规定
核电厂环境辐射防护规定核电厂环境辐射防护规定1. 引言本文旨在规范核电厂环境辐射防护措施，保护人员和环境免受辐射的危害。
本规定适用于所有核电厂的建设、运营和维护阶段。
2. 定义和缩略语解释2.1 辐射：指核电厂在核反应中产生的能量传播到周围环境的过程。
2.2 辐射防护：指通过采取各种措施减少辐射的危害，保护人员和环境的安全。
2.3 辐射剂量：指人或物体在单位时间内接受到的辐射能量。
2.4 排放：指将辐射物质从核电厂排入环境中的行为。
3. 辐射防护管理体系3.1 组织架构核电厂应建立完善的辐射防护管理机构，明确责任与权限，并制定相应的管理程序和工作指南。
3.2 人员培训和考核核电厂应对参与辐射防护工作的人员进行系统的培训和考核，确保其具备必要的知识和技能。
3.3 辐射监测核电厂应建立辐射监测系统，定期监测环境中的辐射剂量，并进行记录和报告。
4. 辐射防护措施4.1 设备和设施设计核电厂应在设计阶段就考虑到辐射防护的要求，合理布局设备和设施，降低辐射泄漏的风险。
4.2 辐射防护屏蔽核电厂应采取适当的屏蔽措施，减少辐射的泄漏和散射，确保人员和外部环境受到最小的辐射影响。
4.3 个体防护核电厂应提供适当的个体防护装备，并指导人员正确使用，减少辐射对个体的伤害。
4.4 辐射管理核电厂应建立辐射管理程序，确保合理使用放射性物质，控制辐射源的数量和剂量，避免超出限定值。
5. 废物管理核电厂应建立废物管理措施，包括正确处理和储存放射性废物，减少对环境的污染。
6. 事故应急预案核电厂应制定事故应急预案，明确各类事故的处理措施和责任分工，保障在事故发生时及时有效地进行处置和救援。
附件：1. 辐射监测记录表2. 个体防护装备清单3. 废物处理流程图4. 事故应急预案模板法律名词及注释：1. 核安全法：指中华人民共和国《核安全法》，旨在维护核能安全和防范核事故的发生。
2. 辐射防护标准：指国家标准《辐射防护标准》，规定了不同环境和工作场所下的辐射剂量限值和控制要求。
核电厂对有害辐射的屏蔽防护措施有哪些
如：将燃料芯块包裹于燃料包壳之中，再将燃料包壳包裹于一回路压力边界中，最后再在最外部加上安全壳予以保护。
(三)、为了使公众所受照射低于管理限值和设计目标值，需要严格控制放射性物质的排放量。
（1）首先，放射性废物在排放前必须经过严格的处理和监测程序；
（2）其次，对于废液和废气的排放，规定放射性产物在水中和空气中的浓度不得超过限值，包括排放总限值和浓度限值；
（3）能源需求，核电站的发电是高科技，一般给区域用电负荷大供电，所以一般建在工业地区吧；不过交通考虑较小，这点不同于火电站需要大量化石能源供应那样；
（4）地区经济，核电站的效应是明显的，包括经济效应和环保效应。
(二)、运行阶段和事故阶段
为了防止放射性物质向环境释放，在电厂的设计中考虑了多重屏障和包容体，对放射性物质进行有效包容。
二、核电厂用于降低公众和环境照射的措施有很多，在电厂设计阶段、运行阶段以及出现事故阶段都有措施来保证公众和环境受到的影响最小。
这些措施涉及废物处理、安全措施和应急防护行动等各个方面。
(一)、设计阶段
核电厂的设计和选址必须考虑放射性流出物对环境、生态和公众的影响，核电厂应能保证在发生最大可信事故条件和不利的扩散条件下也不会给公众带来不可接受的照射。除了要电厂本身的技术要满足要求外，众多外部因素也是必须考虑的部分。
因此在照射率不变的情况下尽量减少人体在放射源危险范围内停留的时间即缩短照射时间便可减少所接受的剂量或者人们在限定的时间内工作就可能使他们所受到的射线剂量在最高允许剂量以下确保人身安全仅在非常情况下采用此法从而达到防护目综上时间防护的要点是尽量减少人体与射线的接触时间缩短人体受照射的时间
核电厂对有害辐射的屏蔽防护措施有哪些?
(二)、在核电厂发生了核事故的情况下，由于屏蔽设施遭到破坏，会导致裂变产物大量释放被释放进我们所生活的环境实体中，故而严重的核事故会对公众和环境造成严重威胁，例如：1979年3月28日三英里岛核电站事故、.1986年4月26日切尔诺贝利核泄漏事故（史上危害最大核事故）、1957年10月10日温斯克尔大火、1993年4月6日托木斯克核爆炸、1970年12月18日加卡平地核事故
(三)、为了使公众所受照射低于管理限值和设计目标值，需要严格控制放射性物质的排放量。
（1）首先，放射性废物在排放前必须经过严格的处理和监测程序；
（2）其次，对于废液和废气的排放，规定放射性产物在水中和空气中的浓度不得超过限值，包括排放总限值和浓度限值；
（3）能源需求，核电站的发电是高科技，一般给区域用电负荷大供电，所以一般建在工业地区吧；不过交通考虑较小，这点不同于火电站需要大量化石能源供应那样；
（4）地区经济，核电站的效应是明显的，包括经济效应和环保效应。
(二)、运行阶段和事故阶段
为了防止放射性物质向环境释放，在电厂的设计中考虑了多重屏障和包容体，对放射性物质进行有效包容。
二、核电厂用于降低公众和环境照射的措施有很多，在电厂设计阶段、运行阶段以及出现事故阶段都有措施来保证公众和环境受到的影响最小。
这些措施涉及废物处理、安全措施和应急防护行动等各个方面。
(一)、设计阶段
核电厂的设计和选址必须考虑放射性流出物对环境、生态和公众的影响，核电厂应能保证在发生最大可信事故条件和不利的扩散条件下也不会给公众带来不可接受的照射。除了要电厂本身的技术要满足要求外，众多外部因素也是必须考虑的部分。
因此在照射率不变的情况下尽量减少人体在放射源危险范围内停留的时间即缩短照射时间便可减少所接受的剂量或者人们在限定的时间内工作就可能使他们所受到的射线剂量在最高允许剂量以下确保人身安全仅在非常情况下采用此法从而达到防护目综上时间防护的要点是尽量减少人体与射线的接触时间缩短人体受照射的时间
核电厂对有害辐射的屏蔽防护措施有哪些?
(二)、在核电厂发生了核事故的情况下，由于屏蔽设施遭到破坏，会导致裂变产物大量释放被释放进我们所生活的环境实体中，故而严重的核事故会对公众和环境造成严重威胁，例如：1979年3月28日三英里岛核电站事故、.1986年4月26日切尔诺贝利核泄漏事故（史上危害最大核事故）、1957年10月10日温斯克尔大火、1993年4月6日托木斯克核爆炸、1970年12月18日加卡平地核事故
核电厂的辐射防护(刘原中)
瞬发裂变γ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γ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 考虑的辐射源。还有α、β、质子等辐射，一般不考虑。
3.2 冷却剂系统中的放射性
3.2.1 主回路中的放射性活度
（一）PWR 在PWR主冷却剂水中放射性物质的来源为： （1）包壳破损的燃料元件裂变产物的泄漏； （2）燃料元件表面污染的铀，发生裂变产生的裂变产物； （3）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 却剂）； （4）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。 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。
3,核电站的辐射源
3.1,反应堆堆芯中的辐射源 3.1.1, γ射线
（1）瞬发裂变γ射线 U-235每次裂变平均发出8.1±0.3个γ光子，这些光子带 走的总能量为7.25±0.26MeV，光子的能量在10KeV～ 10MeV之间，平均能量约0.9 MeV。U-235裂变，每瓦的 裂变次数为3.1×1010。 对于秦山二期核电厂1#、2#机组热功率为1930MW的核 电厂，因而瞬发裂变γ的强度：按能量约为 1.93×109×3.1×1010×7.25=4.34×1020 MeV/s；按γ 光子数约为4.85×1020 光子/s。单位功率瞬发裂变γ强度 约为2.25×1017 MeV/MW.s，和平均约2.51×1017光子 /MW.s。
压水堆(PWR)示意图
2.2,压水堆核电厂的主要系统
图2.1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：
3.2 冷却剂系统中的放射性
3.2.1 主回路中的放射性活度
（一）PWR 在PWR主冷却剂水中放射性物质的来源为： （1）包壳破损的燃料元件裂变产物的泄漏； （2）燃料元件表面污染的铀，发生裂变产生的裂变产物； （3）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 却剂）； （4）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。 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。
3,核电站的辐射源
3.1,反应堆堆芯中的辐射源 3.1.1, γ射线
（1）瞬发裂变γ射线 U-235每次裂变平均发出8.1±0.3个γ光子，这些光子带 走的总能量为7.25±0.26MeV，光子的能量在10KeV～ 10MeV之间，平均能量约0.9 MeV。U-235裂变，每瓦的 裂变次数为3.1×1010。 对于秦山二期核电厂1#、2#机组热功率为1930MW的核 电厂，因而瞬发裂变γ的强度：按能量约为 1.93×109×3.1×1010×7.25=4.34×1020 MeV/s；按γ 光子数约为4.85×1020 光子/s。单位功率瞬发裂变γ强度 约为2.25×1017 MeV/MW.s，和平均约2.51×1017光子 /MW.s。
压水堆(PWR)示意图
2.2,压水堆核电厂的主要系统
图2.1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：
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。
核电厂安全第七章核电厂辐射防护与监测ppt课件
1. 由核裂变直接产生的裂变中子；
2. 结构材料活化后释放的Ɣ射线；
3. 冷却剂中的放射性。
➢ 裂变产物：近40种元素、约200种核素（85-150）惰性气 体：氪、氙——气载放射性外照射
易挥发元素：碘、铯、碲——积累于器官内照射
➢ 锕系元素：如238Pu，242Pu等——长寿期
➢ 活化产物：如13N，19O，59Fe，60Co，65Ni等
26
合理最优化要求：
③防护个水人平所为受W剂0量时当，量X 应+Y在最规小定，的限量以下。确保
净利对益每最一大个。人提供适当的保护。
V——毛利
P——生产成本（未计防护成本）
X——辐射防护成本 Y——辐射危害相当的代价
代 价
V-P
X+Y X
正当化要求： V-（P+X+Y） =（V-P）-（X+Y）> 0
难熔氧化物
Xe，Kr I，Br Cs，Rb Te，Se，Sb Ba，Sr Ru，Rb，Pd，Mo，Te Y，La，Ce,Pr,Nd,Pm,Sm,Eu,Np,Pu Zr，Nb
4
3.放射性物质在主系统内的迁移
➢ 气隙释放与熔化释放：主回路边界完整，蒸汽把从 包壳释放出的裂变产物排入安全壳，裂变产物在主 回路内表面沉积。
➢ 汽化释放与蒸汽爆炸释放：主回路承压边界已不复 存在，所有释放出的裂变产物将直接全部进入安全 壳空间。
随着反应堆经历严重程度不同的事故时，可能发生包壳破损、 燃料熔化、与混凝土或金属发生作用及蒸汽爆炸等不同情况。
5
放射性物质向安全壳的释放
1. 气溶胶的形成及特征 形成：
堆芯碎片材料的物理破碎； 堆芯裂变产物蒸汽的凝结； 特征： 组成复杂； 可在气流中悬浮相当长时间。
核电厂辐射防护PPT课件
绿区
7.5µSv/h≤D＜25µSv/h 2000h＜t≤6667h
25µSv/h≤D＜2mSv/h
黄区
黄1
25h＜t≤2000h
橙区 红区
黄2
2mSv/h≤D＜100mSv/h 5h＜t＜25h
D≥100mSv/h t＜ 5h
EJ/T3162001(20mSv) 有效剂量率
(mSv/h) D≤0.001 D≤0.0025 D≤0.01
D≤0.1 D≤1 D≤10
D>10
空气污染 浓度 (DAC)
居留特征
GB18871-2002(20mSv) 剂量当量率（外照射＋内照射）
不受污染 可忽略 ≤0.1
无限制
每季工作少于 500h
每周工作少于 40h
≤1
每周工作少于4h
2.5µSv/h(0.25mrem/h)＜dose＜ 10µSv/h(1.0mrem/h)
4.核电厂的辐射防护措施
6）培训、计划和组织 从事辐射工作，如果人员接受了必要的培训
或进行模拟操作训练就可以缩短操作时间 ，也就减少了剂量。 事先充分的计划和组织都是减少工作人员照 射的重要措施。 7）工作人员的个人防护措施； 8）源项控制：放射化学控制活化产物的产生 与结垢
5.核电厂运行的放射性风险
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)
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
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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。
所以压水堆核电厂比普通电站多一套动力回路。
核电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮发电机组厂房相似核电厂核电厂除上述两个回路系统外，还有化容控制系统、堆安全系统、燃料操作系统、废物处理系统和其他系统工作人员的剂量限值关于工作人员受照的基本限值，国际放射防护委员会第60号出版物的规定在第三章曾给予说明。
全身均匀照射每年为0.02Sv。
实际上工作人员所受照射远低于此限值。
根据调查，近十几年各国核电厂工作人员的平均年剂量当量为4.1mSv。
我国曾规定在正常运行条件下，核电厂全体辐射工作人员每年人均有效剂量当量控制在5mSv以下正常运行条件下居民的剂量限值关于广大居民受照的基本限值，国际放射防护委员会第60号出版物规定1mSv，只为天然辐射的二分之一。
不过各国环保部门提出的管理限值和核工业管理部门提出的设计目标值比这一数值还要严格我国有关标准规定，在正常运行情况下，每座核电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何人造成的年有效剂量当量应小于0.25 mSv/a事故情况下公众的剂量限值从原则上讲，不允许出现任何导致居民遭受大量照射的事故，因而国际放射防护委员会没有对此作出规定。
但为了厂址评价、制定设计基准事故或应急事故时参考，不少国家都规定了事故情况下公众的剂量限值核电厂的辐射源原子核反应堆是核电厂产生核能的装置，因此，它既是一个发热源，又是一个放射性水平较高的辐射源。
反应堆发出的辐射分为初级辐射和次级辐射。
可裂变核素（U、Pu）在裂变时及裂变后的产物放出的辐射为初级辐射；初级辐射与物质相互作用所引起的辐射称为次级辐射。
中子和γ射线是穿透本领最强的两种射线，这儿只讨论与核电厂屏蔽防护有关的中子和γ射线源核电厂的辐射源堆本体冷却剂系统乏燃料的贮存与运输废物处理系统堆本体正常运行时停堆时事故时正常运行时反应堆正常运行时，主要的中子源是裂变中子，主要的γ辐射源是核裂变时瞬发γ射线和裂变产物放出的缓发γ射线。
中子源γ辐射源中子源瞬发裂变中子U一次裂变平均大约放出2.5个裂变中子，携带的能量大约为5MeV。
对于一个900MW的压水堆，其瞬发裂变中子的强度约为4×1020MeV/s或2.0×1020n/s，单位体积内的强度约为1.3×1013MeV/(s·cm3)或6.5×1012n/(s·cm3)。
瞬发裂变中子的能量范围从eV级一直到18MeV，但超过10MeV的中子所携带的能量不到总能量的1％，所以一般认为中子能量的上限为14MeV 。
在0.025eV－17MeV间中子能谱分布可用下式表述N（E）＝0.484Shexp（－E）中子源其他中子源包括缓发中子、活化产物中子和光致中子缓发中子是裂变产物衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓发中子只有0.0158个，且能量较低。
以水作冷却剂时的活化产物中子主要是17O（n，p）17N反应产生的，17N衰变时放出一个能量为1MeV的中子γ辐射源瞬发裂变中子源U每次裂变平均放出8.1个光子，这些光子带走的总能量为7.25MeV，光子的能量在10keV到10MeV之间。
对于一个900MW 的压水堆核电厂，其热功率约为2600MW，瞬发γ辐射源的强度约为2.6×109×3.1×1010×7.25＝5.84×1020MeV/sγ辐射源其他γ辐射源包括热中子俘获γ射线、快中子非弹性γ射线、核反应产物的γ射线、活化产物的γ射线、湮没辐射和轫致辐射等。
这些γ辐射源无论数量还是携带的总能量都不大。
但俘获γ射线和非弹性散射γ射线可在屏蔽体内产生，且俘获γ射线的能量为6－8MeV，屏蔽计算时必须予以考虑停堆时停堆后主要辐射源是裂变产物和活化产物放出的γ辐射，基本上没有中子辐射。
裂变产物的γ辐射活化产物的γ辐射裂变产物的γ辐射一般把γ辐射分为七个能区：Г10.1－0.4 MeV Г20.4－0.9 MeV Г30.9－1.35 MeV Г4 1.35－1.80 MeV Г5 1.80－2.20 MeV Г6 2.20－2.60 MeV Г7＞2.60 MeV活化产物反应堆内一切材料（钢、水、锆、铝等）在中子辐照下都会由于活化而带有放射性。
其中有些部件，如燃料组件、控制棒、冷却剂及慢化剂等，会带出堆外，有些部件则留在堆内。
其中最常见的反应有16O(n，p)16N、18O(n，γ)19O、23Na(n，γ)24Na、27Al(n，α)24Na、56Fe(n，p)56Mn、58Fe(n，γ)59Fe、58Ni(n，p)58Co、59Co(n，γ)60Co等事故时反应堆发生事故时，会有部分裂变产物释放到堆外惰性气体主要是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。
但在放射性裂变气体中除少数几个核素，如133Xe、135Xe、85Kr，其余核素的半衰期都很短。
即使安全壳破损，只要在破损前能将它们阻留几个小时，放射性影响就可大大地降低。
它们释放到环境中将对周围居民产生外照射卤素卤素元素是气态或挥发性很强的裂变产物，极易从燃料元件中逸出。
但由于它们的化学性质很活泼，很容易被阻留在冷却剂或安全壳内。
这组元素中，以131I 的放射性影响最大，释放到环境中会造成蔬菜、牧草及牛奶的污染碲具有挥发性，主要核素是132Te，易沉积在地面上，衰变后变成132I碱金属主要是Rb、Cs，具有挥发性。
铯的危害更大些，主要是134Cs、137Cs。
它们沉积在地面和植物上碱土金属主要是Sr、Ba，它们不易挥发惰性金属主要是Ru、Rh、Pd、Mo、Tc。
它们不易挥发，但其氧化物有一定的挥发性稀土元素及锕系元素这两族元素都不易挥发冷却剂系统主回路的冷却剂辅助回路都含有放射性物质主冷却回路冷却剂内含有的放射性物质可分为两部分：冷却剂本身的活化产物、冷却剂内原有杂质的活化产物、冷却回路管道和堆芯内设备表面腐蚀产物的活化产物；燃料包壳破损时由元件逸出的裂变产物、燃料包壳表面和其他结构材料表面杂质中铀的裂变产物主冷却回路对于水冷堆，主要的活化产物有16N、17N、19O、18F等。
在压水堆中，由于水中含有较高浓度的硼，3H也是一个重要核素。
此外在压水堆中还有51Cr、54Mn、56Mn、58Co、60Co、59Fe、24Na等腐蚀产物的活化产物。
压水堆中还含有14C冷却剂中裂变产物的含量，与包壳的材料、反应堆的运行方式有关。
对于轻水堆，在屏蔽设计中，一般假定有1％额定功率的燃料的包壳破损，但由于燃料制造工艺的不断改进，实际的燃料包壳破损率只有万分之一到万分之二辅助回路辅助回路液体中的放射性浓度与净化设备（除盐塔、过滤器）的净化能力及在各个储存容器的滞留时间有关乏燃料的贮存与运输核电厂的放射性物质主要存在于燃料元件内。
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运输容器废物处理系统核电厂放射性废物的来源及其处理流程如图4.2-1所示产生的放射性废物的活度见表4.2-4核电厂辐射危害工作人员的职业照射职业照射与核电厂内的辐射水平、工种和所做的操作有关核电厂内的辐射水平堆容器停堆几天后，堆容器与一次屏蔽环隙间活性区高度附近照射量率为9－12R/h，这主要是堆容器碳钢壁及热屏材料活化造成的。
在容器底部的照射量率为0.4－1.5R/h；在集水坑附近为0.08－0.15R/h。
另外，布置在这个区域的中子探测器也被活化成为强辐射源，探测器表面照射量率可达2－5R/h核电厂内的辐射水平蒸汽发生器停堆之后，蒸汽发生器表面的照射率一般为10—100mR/h。
但是，由于一回路水中杂质的沉淀，在局部地方会形成强放射性热点。
测量入孔盖板的垫圈表明，核素主要是58Co、60Co，它们占总照射量的80%左右核电厂内的辐射水平主循环泵停堆后主循环泵表面大照射量率一般为几十mR/h。
但个别部位会出现热点核电厂内的辐射水平一次回路管道停堆后一回路管道表面照射率约为几十到几百mR/h。
由于悬浮物的沉积，在管道断面的低部的照射量率比顶部要高。
在拐弯及接口部位有热点核电厂内的辐射水平混合离子交换柱混合床离子交换柱是化学控制系统的一个设备，用于净化一回路的水。
设备及房间的辐射水平如表4.3-2所示，其中电站B第二次测量是在堆内部分燃料包壳破损时测得的燃料元件操作停堆后三天，距一个轻水堆燃料组件1米处的照射量率约为105R/h；在4米以下的水中储存时，照射量率为1R/h；在装卸料机构上部，照射量率小于或等于10mR/h核电厂的职业照射美国核管理局1981年发表的统计资料中，其中给出有关压水堆的照射数据，如表4.3-3所示。
由表中的数据可以看出，每个堆的平均额定功率在逐年增加，平均工作人员数及平均集体当量也在逐年增加，但是每个工作人员的平均的剂量当量却有所下降，降至每年约为5mSv降低工作人员受照的防护措施分区管理屏蔽通风降低辐射源活度的措施计划、组织与训练分区管理为了防止无关人员进入辐射区和防止污染的扩散，核电厂的厂房应分区。