核电厂的辐射防护

1、 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

2、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

3、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

4、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

5、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

6、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,主要的辐射源是核裂变时瞬发 射线和裂变产物放出的缓发射线。 中子源辐射源中子源 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 。

7、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 14Me V 。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

8、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 ,瞬发辐射源的强度约为=5.84×1020MeV/s辐射源 其他辐射源包括热中

9、子俘获射线、快中子非弹性射 线、核反应产物的射线、活化产物的射 线、湮没辐射和轫致辐射等。这些辐射源无 论数量还是携带的总能量都不大。但俘获射 线和非弹性散射射线可在屏蔽体内产生,且 俘获射线的能量为 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 放出的辐射,基本上没有中子辐射。裂变产物的辐射 活化产物的辐射裂变产物的辐射 一般把辐射分为七个能区: 10.1-0.4 MeV 20.4-0.9 MeV 30.9-1.35 MeV 41.35-1.80 MeV 51.80-2.20 MeV 62.20-2.60 MeV 7>2.60 MeV活化产物 反

10、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, 19O 、 23Na(n, 24Na 、 27Al(n, 24Na 、 56Fe(n, p 56Mn 、 58Fe(n, 59Fe 、 58Ni(n, p 58Co 、 59Co(n, 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

11、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

12、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。

13、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

14、 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 10100mR/h。但是

15、,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

16、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

17、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。原则上可以把房间分为控制区、 监测区和非监测区。在控制区内,工作人员每年接受 的照射将超过年有效剂量限值的 3/10;在监测区内, 工作人员每年接受的照射一般不超过年效剂量限值的 3/10;而在非限值区内,工作人员每年接受的照射一 般不应超过年效剂量限值的 1/10。 在控制区内,一般还按照其辐射水平和污染水平(照 射量率、表面污染水平和空气中放射性浓度再划分 为几个区。区域的辐射和污染水平越高,就要越严格 控制在该区内的工作 时间, 以保证工作人员不超过年 有效剂量限值区域划分 不同的国家区域划分的方法不完全一致分区管理 在设计核电厂时

18、,要按辐射水平和污染水平很好地进 行布置,使人们进入控制区时只能从低辐射区进入高 辐射区。各个辐射区,特别是有效剂量大于 25Sv/h的区域应有明显标志。对于禁止入内的高辐射区要用 锁锁起来。 在污染区和非污染区之间要有更衣室。必要时,在不 同污染区之间还应设置简易的更衣场所。在这些更衣 处应设有:存放工作服、工作鞋、面具、气衣等防护 服装的衣柜;脏工作服及其他放射性废物储存容器; 个人去污设施(如淋浴;个人污染监测仪器 屏蔽 -反应堆屏蔽的特点辐射源的情况比较复杂。如活度大;能量范围 宽;有中子和射线以及中子的次级射线, 特别是中子在屏蔽材料被吸收后会产生次级射线;堆在运行时和停止时辐射源的类型、活 度和能谱特性差别很大 屏蔽要求不同,在工艺上如要求防止设备的辐 照损伤,防止材料的活