核电厂辐射防护：辐射防护基础

1、核电厂辐射防护,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。 原子核不同的原子核由不同数目的中子和质子组成。质子和中子统称为核子，但中子不带电，质子带正电 。,同位素,同位素原子序数相同而原子质量数不同的这一类原子称为同位素； 我们所关心的天然铀矿中含有三种铀的同位素U234，U235，U238, U-23

2、5仅占天然铀0.7%.,放射性衰变,不稳定的核素发出射线释放能量，通过释放能量使原子核更稳定，核素的这种性质称为放射性，这种现象称为放射性衰变，具有放射性的物质称为放射性物质。 常见的放射性衰变方式有衰变、衰变和衰变,放射性衰变规律,放射性物质的衰变服从指数衰减规律，衰变过程是一个统计过程，不受外界因素（如温度、压力）的影响。 放射性衰变的表达式为： N=N0e-t N0：t0时刻的核素的原子核数 N：t时刻核素的原子核数 e：自然对数的底 ：衰变常数，它的物理意义是单位时间内单个原子核发生衰变的几率，量纲是时间的倒数。,半衰期,描述放射性核素衰变快慢的物理量，它的定义是放射性核素的原子核因衰

3、变减少到它原来数目的一半所需的时间。它与衰变常数的关系为： T1/2ln2/=0.693/,应记住，7个半衰期后，活度减为初始活度的约1， 10个半衰期后为0.1。,几种常见核素的半衰期,射线与物质的相互作用及防护方法,常见辐射射线包括射线、射线、射线和中子，其特点各不相同。 射线进入物质内部后将出现能量的传递过程，即辐射粒子以一定的作用方式把一部分或全部携带的能量作用于它所通过的物质。能量传递过程与辐射种类和物质的性质密切相关。 不同射线的性质与基本防护策略如下：,射线,射线与物质的作用方式为电离激发。 穿透本领很小，1张纸即可屏蔽。 5.3MeV的粒子在标准状态空气中的平均射程3.84cm

4、，在生物肌肉组织中的射程仅为30-40m，人体皮肤的角质层就可把它挡住。 因此，绝大多数放射性物质不存在外照射风险。,射线,射线与物质的作用方式有：电离激发、弹性散射、轫致辐射。 穿透本领较小，一般只能造成人体浅表组织的损伤。 防护射线宜采用中等质量的材料。一般射线，1-2cm厚的铝片即可屏蔽。,射线,射线与物质的作用方式有：光电效应、康普顿效应、电子对效应。 射线穿透能力较强，它是外照射防护的主要对象。 重材料防护效果好于轻材料。,中子,中子与物质的作用方式有：弹性散射、非弹性散射、核反应。 反应堆厂房内中子剂量水平与堆功率成正比。停堆后进入反应堆厂房无需考虑中子防护。 中子穿透能力较强。

5、中子防护材料：（石蜡、水等）+（锂、硼等）+ 铅。 单纯重材料对中子防护几乎没有任何效果。,不同射线的穿透能力,辐射防护基本物理量（一）,活度放射性核素在单位时间内发生核衰变的数目（即衰变率），称为放射性活度。放射性活度的单位，国际单位制用贝可，代号为Bq。过去习惯上用居里（Ci）表示。 1Bq1衰变/秒 1Ci3.71010Bq 比活度常用Am来表示，AmA/M，A是放射性活度。M是放射性物质质量。其单位是Bq/Kg，Bq/g。 表面活度 单位面积上放射性物质的量。单位通常用Bq/cm2，用于表面污染，是衡量表面污染程度的量 。 体积活度 单位体积中放射性物质的量，常用于液态和空气污染，单位

6、通常用Bq/cm3，Bq/m3 。,辐射防护基本物理量（二）,照射量X是dQ除以dm的商，即X=dQ/dm，dQ为光子在质量为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“Ckg-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=2.5810-4Ckg-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。 照射量率X是dX除以dt的商，即XdX/dt，其中，dX为时间间隔dt内照射量的增量。 照射量率的国际单位是：Ckg-1S-1,专用单位则是：R/s。 必须强

7、调，照射量和照射两率的概念仅用于空气中的射线，R不是一个剂量单位。,辐射防护基本物理量（三）,吸收剂量其定义是单位质量受照物质中所吸收的辐射能量,即吸收剂量D是E除以m所得的商。DE/m，E-电离辐射授予m的体积元的物质的平均能量。 吸收剂量的SI单位是J/Kg，称为戈瑞（Gy），1Gy=1J/Kg。 吸收剂量的老单位是：“拉德”，符号为“rad”；它与“戈瑞”间的换算关系是： 1Gy100rad 吸收剂量适合于任何电离辐射和受到照射的任何物质，并且是个与一无限小体积相联系的辐射量，即受照物质中每一点都有特定的吸收剂量数值。 吸收剂量率(D)：单位时间内的吸收剂量称为吸收剂量率，即dD除以dt

8、的商。D(t)=dD/dt，D(t)为t时刻吸收剂量率，单位为Gy/h，dD是时间间隔dt内吸收剂量的增量。,辐射防护基本物理量（四）,为了用同一尺度表示不同类型的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护上采用了当量剂量这个辐射量。 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：HDTRWR； 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射线或辐射的危害。你也可以认为快中子具有“较高的品质”，因为你

9、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。,辐射防护基本物理量（五）,当所考虑的效应是随机效应时，在全身受到非均匀照射的情况下，各危险器官或组织受到的剂量当量与相应的权重因数的乘积的总和，称为有效剂量当量，其表达式为： He WTHT He有效剂量当量； WT是组织权重因数，表示器官或组织T对总危害的相对贡献； HT是组织T所受的剂量当量。,组织权重因子,二、辐射防护目的、原则及剂量限制体系,辐射类型 辐射引起的生物体效应 辐射防护原则 个人剂量限值体系,辐射可导致确定性效应(躯体效应)和随机性效应(躯体效应和遗传效应),辐射类型,电离辐射：能直接或间接地使物质发生

10、电离的粒子或电磁波。 常见的有、n、X等。 非电离辐射：不能使物质发生电离的辐射。,在辐射防护领域，除特别说明外，辐射特指电离辐射。,确定性效应,原因：大量组织或器官细胞死亡。 形式：各种急性病（造血型、肠型、脑型）、眼晶体混浊、白内障、造血功能障碍、免疫力降低、生殖力减弱、寿命缩短等。,急性病效应,白内障,随机性效应,原因：组织或器官细胞变异。 形式：各种癌症、遗传疾病。,随机性效应与受照剂量的关系,0 受照剂量,效应发生率,辐射防护的目的,-防止有害的非随机性效应； -限制随机性效应的发生率，使之达到认为可被接受的水平。,辐射防护三原则, 实践正当化； 辐射防护最优化； 限制个人剂量当量。

11、,辐射防护最优化,在考虑了经济和社会的因素之后，应当将一切辐射照射保持在合理达到的尽可能低的水平（As Low As Reasonably Achievable , ALARA）。因此，辐射防护最优化原则也称为ALARA原则。 最优化实质上就是在辐射危害和防护代 价之间寻求一种平衡，使电厂付出的总代价最低 。,对于小剂量的危害，人们假定：剂量无论如何小，均会引起有害的辐射效应，且剂量与效应发生的几率成正比关系（随机性效应）。 因此，只要有可能，就必须尽量降低工作人员接受的剂量水平，以减少随机性效应的发生概率。,ALARA基本概念,引入ALARA原因是假定剂量的增长伴随风险的增加，而防护体系不能

12、仅仅依靠个人剂量限值，同时管理当局和工作人员也不再满意仅仅低于限值，他们想除了低于限值外还要最优化。 ALARA实际上是在减少剂量和因此所付出代价之间的一个平衡点。 ALARA是一个动态过程，因此任何作业总是需要更多的提问。 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。 剂量限值是指内、外照射产生剂量的

13、总和。作为限值，它不适用于医疗照射和天然本底照射。 剂量限值是不允许接受的剂量范围的下限，而不是允许接受的剂量范围的上限。,辐射防护的国家标准,2002.10 颁布新的国家标准：“电离辐射防护与辐射源安全基本标准”（GB18871-2002），从2003.4.1开始实施。同时代替GB-8703 （辐射防护规定）。,导出限值,根据基本限值，通过一定的模式导出一个供辐射防护监测结果比较用的限值，这种限值称为导出限值。 在实际工作中，可以针对辐射监测中测量的任一一个量（如工作场所的剂量率、空气放射性污染浓度、表面污染水平等）推导出相应的导出限值例如导出空气 浓度DAC就是根据下面模式导出的： 假定参

14、考人工作时每分钟空气吸入量为0.02m3/min，辐射工作人员一年工作50周，每周工作40h，因此一年总计工作2000小时，在此时间内工作人员吸入的空气量为2.4103m3,于是，导出空气浓度DAC就等于放射性核素的年摄入量限值ALI除以参考人一年工作时间内吸入的空气量，1DAC=ALI/2.4103,现行个人剂量限值的国家标准,由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量，20mSv； 任何一年中的有效剂量，50mSv 眼晶体的年当量剂量，150mSv； 四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，500mSv。 对于年龄为16岁18岁的学徒工或实习学生，个人剂量限值规定为： 年有效剂量，6mSv； 眼晶

15、体的年当量剂量，50mSv； 四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，150mSv。,管理限值,由主管当局或单位管理部门制定的限值，只用于特定场合，制定管理限值可以应用最优化程序。 例：秦山第二核电厂个人剂量管理限值为： 年有效剂量，15mSv。 眼晶体的年当量剂量，150mSv； 四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，500mSv。,剂量限值不是安全与危险的分界线。 剂量限值是不可接受的剂量范围的下限，但不是可接 受的剂量范围的上限。 (因此剂量限值不能用于设计和工作安排),个人剂量限值的理解,三、辐射的危害与防护,外照射的防护 表面污染的防护 空气污染的防护 内照射防护,辐射危害及其防护,现场的辐射

16、危害的存在形式： 直接外照射（又称内容物） 表面污染 空气污染 个人防护三方面：外照射防护、体表污染防护、体内污染防护。 对于体表污染，既有外照射风险，又有内照射风险,外照射,外照射是指放射源在人体之外对人体引起的照射，包括体表放射性污染引起的照射 。 引起外照射的射线有、和n。在核电厂中，射线是主要外照射形式。 外照射的特点是：当你离开辐射区域时，就不会对你产生辐射危害。 外照射剂量等于剂量率和受照时间的乘积，即：HHr t 。,外照射的防护,外照射防护的方法包括两个方面，一是降低场所剂量率水平；二是缩短人员受照时间 。 外照射防护的三个重要方法：距离防护、屏蔽防护和时间防护。,距离防护,距

17、离防护即是通过增加人与辐射源之间的距离来降低人员受照剂量的一种方法 。 某闸门手动操作需时15分钟。若人与阀体（放射源）距离为20cm时，剂量率为250Sv/h。在此情况下操作人员接受的剂量为： H1250Sv/h0.25h62.5Sv 若改为远距离操作阀后，距离增加为1米，即距离增加了5倍。这时，剂量率降低为原来的25分之一，操作人员接受的剂量为： H2250Sv/h/250.25h2.5Sv,屏蔽防护,屏蔽防护即是通过在人与辐射源之间加设屏蔽材料来降低人员受照剂量的一种方法。 辐射射线在通过屏蔽材料时，会与屏蔽材料中的原子发生相互作用，从而降低辐射射线的强度。在核电厂，屏蔽主要考虑辐射和中

18、子辐射。,屏蔽防护实例图示 ：,实物屏蔽,实物屏蔽,充水屏蔽,半减弱厚度是将入射射线减弱一半所需的屏蔽厚度；十倍减弱厚度是将入射射线减弱到原来十分之一所需的屏蔽厚度。,常见的屏蔽材料性能,中子的屏蔽,中子屏蔽的基本原则是先使中子慢化，再吸收之。首先利用某些重元素通过非弹性散射使快中子慢化下来，然后用轻元素将其进一步慢化和热化，最后再用吸收截面较大的元素把慢中子和热中子吸收掉。 加有适量硼（10B）或锂（6Li）的含氢较多的材料如石蜡、水、混凝土，再配合使用一些铁、铅等重元素，是常用的中子屏蔽材料。 由于屏蔽材料中的某些核素吸收中子后放出高能量的射线，所以在对中子进行屏蔽时，还应考虑对次级射线的

19、屏蔽。,时间防护,时间防护即是通过缩短人在辐射场中逗留的时间来降低人员受照剂量的一种方法。 决定工作时间的因素包括：工作组织、物资准备、工作熟练程度等。 良好的工作组织和工作准备可以大大缩短工作时间,假设某区域外照射剂量率为：150Sv/h，在其中工作1.5小时，接受的剂量为： HHrt150Sv/h1.5h225Sv 。 假如由于工作准备充分，工作组织效率高，在1小时内完成了工作，接受的剂量为： HHt150Sv/h1.0h150Sv 。 若工作现场有4个人工作，降低的集体剂量当量为：（225150）Sv4人300人Sv,核电厂内对外照射的检测,对外照射的监测分为场所剂量率的监测和个人剂量监

20、测。 场所剂量率的监测通过固定式辐射监测仪表和便携式辐射仪表进行；固定式辐射监测仪表点较少，只设在部分重要区域，对其他区域主要通过便携式辐射监测仪表进行监测。 个人剂量的监测通过电子剂量计和热释光剂量计进行。,表面污染,放射性物质靠物理化学的作用吸附在物质表面上，叫表面污染。 表面污染有两种：一种是固定式表面污染，即不易擦除转移的污染，另一种是非固定式表面污染（松散污染），即容易擦除转移的污染。 污染的来源：来自空气中放射性微尘的沉降、维修带有放射性的管道、设备以及系统运行过程中的泄漏等。,污染控制,固定式污染在和辐射体的情况下，可能存在外照射危害 。 松散污染有可能形成空气或体表污染，造成内

21、污染；对于可移动的污染设备，可能造成放射性污染的扩散。 表面污染的防护方法分为：集体防护和个人防护。,集体防护方法,设备、墙壁、地面表面尽量光滑，易于去污； 一旦污染，及时去污； 防止放射性液体泄漏到地面上、在检修现场地面铺塑料胶膜、现场去污等。 对污染区域实施隔离，设置放射性污染标识、门槛。,个人防止体表沾污,完整穿戴个人防护用品。 不要用细纱手套直接接触湿表面，必须接触时应加戴乳胶手套。 作业过程中不要用手去接触脸部，必须接触时，应先摘去手套。 积水区域作业应根据情况穿防水裤、水鞋等。 脱气衣、气面罩、纸衣和其他防护用品时，注意防止交叉污染。 正确进入和离开污染隔离区。,空气污染,放射性物

22、质以微小的颗粒状悬浮在空气中形成气溶胶或者空气中混有放射性气体，叫空气污染。 空气污染的危害主要是其通过呼吸道或口腔进入人体后对人体造成内照射。,来源：,打磨、焊接、切割和打开带放射性的 系统和设备；松散表面污染的再悬浮； 用压缩空气或高压水枪吹洗受到污染的设备和地面； 具有放射性的液体的泄漏和飞溅，均可能造成空气污染。,空气污染的防护方法,集体防护措施：隔离及疏水排气、 建立负压工作间、 装设抽吸机、 房间通风换气等 对个人防护而言，个人呼吸道保护装置可从根本上避免吸入放射性气溶胶，是最彻底的空气污染防护措施。,内照射,内照射对人体的伤害比较大。主要表现在： 照射是连续的； 某些放射性核素会

23、选择性地沉积于所亲和的组织器官内； 外照射很弱的粒子和低能粒子对人体器官伤害尤其严重； 许多放射性核素还有化学毒性危害。 形成内污染的途径： 吸入：主要是放射性气体和气溶胶，如 碘、氪等。 食入：被放射性污染的食物。 伤口：当皮肤有伤时，放射性物质就可能通过伤口直接进入人体。,内照射的防护方法,呼吸道防护 空气污染是造成放射性物质经呼吸道进入体内的途径，其防护措施主要有： 空气净化 工作场所通风换气 防止高温高压管道的泄漏 穿戴好个人呼吸保护器具，如口罩、防毒 面具、气衣、气面罩等。,口腔防护 防止放射性物质通过口腔进入体内，主要是： 禁止在控制区内吃、喝或吸烟等。 养成良好的工作习惯，工作时

24、不用手抚摸面部，工作结束后洗手。,皮肤和伤口防护 工作时应穿戴好个人防护用品，尽量减少暴 露皮肤的面积。 操作小心，避免受伤。 不准带裸露伤口从事放射性工作。,四、控制区的管理,控制区是需要和可能需要专门防护手段或安全措施的区域。 设置控制区的目的在于控制正常工作条件下的正常照射或防止污染扩散，预防潜在照射或限制潜在照射的范围。,控制区一般根据辐射水平进一步细分为四类子区，并以不同的颜色作为标志 ： 它们是绿区（常规工作区）、黄区（间断工作区）、橙区（限定工作区）和红区（特许工作区） 。 控制区子区的划分主要根据场所剂量率大小，而不是最大剂量率，同时划分分区时并不考虑表面污染和空气污染。 特别

25、规定：绿区可省去标志。,控制区子区划分,绿区：正常工作区。 黄区：限制工作区，原则上是检修工作区，在检修期间应采取适当的防护措施。 橙区：限定工作区（高辐射区，常闭）。进入该区需得到辐射防护工程师批准。 红区：特许工作区（高辐射区，常闭）。进入该区，需得到电厂主管领导批准。,子区划分依据为房间环境剂量率，而非热点剂量率、最大剂量率、表面污染等。,控制区分级标准,绿区25Sv/h,2mSv/h 橙区100mSv/h,25 Sv/h 黄区2mSv/h,100mSv/h 红区,反应堆厂房的管制,反应堆临界后，将整个反应堆厂房作为红区进行控制。 大修期间，反应堆厂房内部管制区域： 再生热交换器房间 堆

26、坑底部房间 燃料传输通道附近（装卸料期间）,控制区的进出,进入控制区的工作人员必须脱掉家用服，完整穿戴下列基本个人防护用品： 白色连体工作服 T恤衫 纸帽 安全帽 袜子 工作鞋 细纱手套 如果在控制区内从事高辐射风险作业，必须根据实际需要附加穿戴特殊防护用品。,物品进出管理,物品的进入 所有进入控制区的设备、工器具应尽可能去掉包装材料。 控制区内专用工具间已有的工具，尽量不要带入。 物品的带出 所有从控制区内带出的设备、工器具必须经过卫生出入口物品污染监测仪监测，确定是否有污染，若是松散污染应作去污处理。 经去污处理后，若设备仍有污染，应作包装处理，并填写相关证明。,图示控制区的管理规定,严禁

27、带裸露伤口进入控制区,严禁在控制区内乱躺,控制区内严禁吸烟、睡觉,事故情况下及时报告、从容撤离,严禁用污染的手套触摸脸、头部,禁止用电子剂量计（DMC2000）测现场剂量率,五、放射性废物管理,气、液、固体废物的处理 放射性技术废物的管理 常见减少废物的措施 废物分类收集制度,核电厂运行和检修过程中要产生放射性废物，放射性废物的产生量已成为衡量核电站运行管理水平的重要标志之一。核电厂废物管理系统包括处理固体、液体、气体中放射性的所有设施和程序。 放射性废物管理系统和设施必须保持有序状态， 确保放射性废物的总量、核素和活度总量得到有效控制。,液体废物处理,气体废物处理,固体废物处理,单位质量的活

28、度大于70KBq/kg的固体废物称为放射性废物。 放射性废物的处理方法是：减容密封暂存处置厂长期存放处置。 国家标准规定放射性废物桶的表面接触剂量率必须低于2mSv/h，因此，必须将接触剂量率2mSv/h和2mSv/h的废物用水泥桶固化处理。 接触剂量率2mSv/h的废物用金属桶处理。,放射性技术废物管理,放射性固体废物废物的处理费用非常高昂，因此电站通过一系列的手段尽可能减少废物的产生量，而废物量的减少不仅能减少工作人员的剂量，也是电站辐射防护工作良好实践的一个体现，同时也能提供电站的经济效益。 减少废物，尤其是固体废物是每一名辐射工作人员的义务 。,常见减少废物的措施,在控制区内不得随地乱

29、扔废物，而应按照规定放在指定收集袋中。 各工作现场产生的放射性废物必须按照规定分拣存放 。 要采取措施尽量避免造成放射性污染，因为对地面、设备的去污要产生大量的液态和固态的放射性废物。 设备材料在进入控制区前要将外包装盒、箱去除，以减少废物产生量。,废物的分类收集,蓝色废物袋收集：收集不可压缩废物，如：如湿废物、金属部件、木板、水泥块等 红色废物袋收集：收集可压缩废物，如：乳胶手套、家用手套、塑料鞋套、纸衣、口罩、气衣等 。 黄色废物袋：复用物品的收集，如：细纱手套、布鞋套、气面罩等 。 白色：非放射性的废弃物。 重要提示：高放废物：用屏蔽容器收集。 废油：转机人员专门收集。,六、辐射防护管理

30、,分级授权制度 工作管理过程 工作准备 辐射工作许可证制度 工作过程中的辐射防护 工作的评价与反馈,分级授权制度,辐射防护培训分为两个等级，辐射防护一级培训和辐射防护二级培训，一级为辐射防护方面的基本知识培训，所有从事放射性工作的人员必须接受辐射防护一级培训。辐射防护二级培训是辐射防护知识的高级培训，是为工作负责人以上岗位的人员开设的，所有的工作负责人必须接受辐射防护二级培训。,工作管理过程,工作管理是全面考虑各种风险，从开始至完工全过程的、多方面多专业的综合工作方式。工作管理的目的在于实现工作的优化，也就是保证工作项目的圆满完成，即按照计划进度、在预算之内、具有足够的质量等级、并最大限度地实现预定的目标。达到一目的需要与工作任务相关的每位员工的积极参与。,工作准备,挑选合格的工作人员和强化培训 工作现场准备 系统和设备准备 使用专用