《核电厂辐射防护》PPT课件.ppt

1、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 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集度 压水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右 沸水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右 重水堆 热中子 D2O D2O UO2 天然铀或稍加浓铀 高温气冷堆 热中子 石墨 氦气 （Th,U）O2 720%或90% 钠冷快堆 快中子 无 液态钠 （U,Pu）O2 1520%,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20m

2、Sv； 眼晶体的年当量剂量为150mSv 四肢或皮肤年当量剂量为500mSv GB188712002 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,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、；(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PWRGALE；法 PROFIP裂变产物，法 PACTOLE腐

3、蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成90以上的剂量贡献,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（） 4）废液、废气、废物处理系统 裂变产物和活化产物放射性（ 、）； 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 1518mSv/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 (7.3102/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

4、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。,公众成员受到气载流出物照射的途径,弥散,沉降,空气污染,土壤,植物,动物,水体,食入内照射,外照射,吸入照射,气载流出物,人的剂量,公众成员受到液态流出物照射的途径,弥散,食物,水生生物,灌溉,水,外照射,内照射,沉积,液

5、态流出物,人的剂量,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7.3102/Sv,4.核电厂的辐射防护措施,1）分区管理 按照GB188712002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）； 监督区在此区域内，因为辐射水平很低，从事工

6、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。,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）。,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),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（0.5Sv/h）

7、非限制区 0.25mrem/h （2.5Sv/h） 职业工作区 2.5mrem/h （25Sv/h） 间断工作区 15mrem/h （150Sv/h） 限制进入区 100mrem/h （1mSv/h） 控制进入区 1rem/h（10mSv/h） 正常为限制，事故后有限进入区10rem/h （100mSv/h） 正常严格限制，事故后限制进入区100rem/h （1 Sv/h） 正常禁止进入区，事故后严格限制进入区500rem/h （5 Sv/h 极高辐射区 500rad/h （5 Gy/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： 堆本体的中子和屏蔽；中子能量、 能量 一回路

8、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、E6.13Mev）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,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； 5）降低辐射源活度 限制腐蚀产物结垢；核电厂检修时为了减少工作人员受

9、照，要先用干净的水或气体进行冲洗和清扫，减少设备残留放射性活度；收集泄漏、进行疏水等。,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,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；

10、 个人监测设备（剂量率计） 防护措施：时间；距离；屏蔽。,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,5.核电厂运行的放射性风险,4）风险 风险的鉴别（燃料包壳破损）；风险存

11、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；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,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 人口 :密度、非居住区（禁区）；规划限制区（低人口区）；应急要求； 气象：气载流出物的稀释弥撒；（内陆的特点）,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.

12、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,27,6.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 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1717的组件，其正方形横

13、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。P32,28,压水堆三道安全屏障,第一道屏障 燃料芯块和包壳,第二道屏障压力边界,第三道屏障安全壳,29,30,6.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。,31,图1-23 冷却剂回路及设备布置图,32,6.降低居民受照的防护措施,压水堆堆芯和压力容器 将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。见图1-21为压水堆压力容器内结构示意图。每一个燃料组件包括两百多根燃料元件，中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的上部连成体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一个控制棒束都可以在相应的燃料组件内上下运动。控制棒束在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量密度分布。压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3.99米和4.39米，壁厚0.2米和