核能开发及应用12 反应堆安全

核能开发及应用第五章：反应堆安全反应堆安全---反应性引入及反应性事故—反应性引入机理反应性是度量反应堆运行工况偏离临界状态的一个重要参量，同时它又是表征维内整个物理状态的一个综合函数。它的大小，将决定反应堆功率变化的速率对于压水堆引起反应性事故的反应性，引入方式如下：1．提棒事故：控制系统或控制棒驱动机构失效、人员误操作连续提棒，反应性不受控引入。设计时规定：①控制棒中价值最大的安全棒必须在临界前首先提出堆芯；②不能同时提升两组控制棒；③引入反应性的速率不允许大于5×10-4s-1。

2．弹棒事故：压水准在运行过程中，由于控制棒驱动线密封罩壳的破裂，作用在控制棒轴向的压差将控制棒弹出堆芯引入正反应性；同时冷却剂从破口流失，造成严重事故。

3．二回路蒸汽管破裂蒸汽管道破裂或者蒸汽发生器释放阀、安全阀误动作，使二次回路蒸汽过量流失，增加从一次回路系统导出的热量、冷却剂平均湿度下降，使堆芯持续地引入正反应性．堆功率自动上升。4．二回路给水温度降低

由于给水控制系统误动作或误操作，使进入蒸汽发生器的给水温度突然下降，如果此刻汽轮机负荷不变、给水欠热度的增加意味着二回路从一回路带走更多的热量，使冷却剂平均温度降低，导致堆芯反应性上升。5．压水堆正常运行时，如有一条冷却剂环路故障，可将环路隔离，实行偏环路运行，到再次启用这条较冷环路时，由于冷水的引入及流量的增加，使堆芯平均温度降低．通过负温度效应的作用，向堆芯引入正反应性。

6．冷却剂密度变化

冷却剂密度变化对反应性的影响有正有负，如果电源故障，堆芯流量急剧下降，或者—回路系统导热故障，堆内热量带不出，使冷却剂温度上升，密度下降，对于具有负温度效应的反应堆会引起反应性的减小。另外，当堆内入口温度下降、冷却剂流量突然增加、隔离环路启用，一次同路系统压力上升等原因，使空泡消失、冷却剂密度增加、引起反应性增加。

把凡是由于反应性突然变化所造成的事故称为反应性引入事故，对压水堆来说弹棒事故为最严重，由于压水堆具有负温度效应和备有多重设置的停堆保护系统，可以预防严重的反应性事故的发生，或减缓事故的扩大。超缓发临界瞬变超缓发临界瞬变：指较快地引入反应性，以致反应性反馈效应和控制系统不能完全补偿，使总的反应性大于零，但小于β的瞬变，即由于压水堆堆芯时间常数较大(约4s)．水的热容量较大，一回路管道较长，在研究反应维瞬态特性时，可以近似认为增加反应性后的很短时间内，所增加的功率还未传输到二回路，可略去热量损失。采用绝热近似，选用单组点堆动态方程。由于反应堆处在缓发临界状态必须考虑缓发中子作用，并考虑负温度效应。经过一系列演算最终得经过数学处理可求得峰值功率与相应反应性之间的关系也可用初始倒周期表示分析：结论：由于存在负温度效应引入小阶跃反应性时，反应堆功率不再随时间单调上升，在中途会被压低下来，从而形成“脉冲”式变化，出现峰值。小反应性扰动时反应堆响应的过渡过程：如果反应堆处在高功率稳定运行，突然引入一正反应性扰动，堆功率会“脉冲”式变化，其峰值可能超过功率限值，会引起功率保护系统动作而停堆，如果正好发生在撤除保护系统状态，就可能发生事故，运行人员应该避免这种事件的发生。反应性引入及反应性事故—超瞬发临界瞬变n—关系峰值表达式反应性引入及反应性事故—反应堆

启动事故反应堆启动物理启动停堆后再启动物理启动：反应堆首次启动停堆后再启动：冷启动：冷态次临界状态启动（常温）热启动：停堆后再启动，堆芯温度接近工作温度反应性引入及反应性事故—其他反

应性事故经过数学处理可求得峰值功率与相应反应性之间的关系也可用初始倒周期表示结论：由于存在负温度效应引入小阶跃反应性时，反应堆功率不再随时间单调上升，在中途会被压低下来，从而形成“脉冲”式变化，出现峰值。小反应性扰动时反应堆响应的过渡过程：如果反应堆处在高功率稳定运行，突然引入一正反应性扰动，堆功率会“脉冲”式变化，其峰值可能超过功率限值，会引起功率保护系统动作而停堆，如果正好发生在撤除保护系统状态，就可能发生事故，运行人员应该避免这种事件的发生。反应性引入及反应性事故—反应堆

启动事故反应堆启动物理启动

停堆后再启动物理启动：反应堆首次启动停堆后再启动：冷启动：冷态次临界状态启动（常温）热启动：停堆后再启动，堆芯温度接近工作温度启动事故分析启动反应堆时，由于操作失误或控制棒系统失灵而引起提棒过速或失控事故，称为启动事故。1、冷启动反应堆冷态工况下，核测量系统灵敏度较低。如果提棒速度过快，当堆内中子密度迅速增长时，又不能从核测量仪表上瞬时反映出来；当发现核测量仪表指示迅速上升时，可能出现短周期。若处理不及时，堆功率快速增长；在冷态下，由于加压器尚未建立汽腔，没有补偿体积波动的能力；当一回路温度迅速上升时，很容易造成一回路系统超压。特别在冷态盲区冷启动更容易发生启动事故，所谓盲区是指核测量系统二次仪表观察不出中子密度增长的区间。反应堆停闭三个月以上，堆内中子源强衰减很弱，核测系统二次仪表已无指示，此时冷启动反应堆，有一定的危险性。对于具有一定燃耗深度的反应堆，只要谨慎操作，仍然可以安全启动起来。启动前，要掌握停堆前的临界棒栅位置，参照前次的临界棒栅位置，并适当地修正。根据调节棒的微分效率，估计控制棒提升速率与反应堆的周期关系，以免产生短周期事故。当接近反应堆临界棒栅时，缓慢地或阶跃地提升控制捧，每次提捧都要间隔一定时间，使堆内中子有足够的时间增殖，中子密度将随着有效增殖因数增大而增长。越过盲区后，就可以按常规操作，使堆有100s以上周期，达到需求功率后使反应堆稳定运行。热启功反应堆热启动与冷启动明显的差别是堆内平均温度不同，停堆深度较深。热态启动时，由于堆芯平均温度较高，核测量系统的灵敏度高，加压器已建立汽腔，具有补偿体积变化的能力。这对安全启动是有利的。热启动时，反应堆的温度效应比较敏感。核动力堆具有较大的负温度效应，在热启动中如果不慎，向蒸发器二次侧突然充以冷水，或向堆内注射大量冷水，或启动停止回路的主泵，容易发生短周期事故。反应堆在功率区运行一段时间后停闭会形成“碘坑”，若在碘坑下启堆，由于通量密度的增长，加速氙毒的消失，相当于给反应堆以一定速率的正反应性。如果快速启动反应堆，当提棒以较大的速率引入正反应性的同时，由于氙毒的迅速减小而引入一额外变化的正反应性，容易发生短周期事故。热启动事故必须考虑温度反馈效应的影响，因为随着功率的增长，温度效应(特别是燃料的多普勤效应)逐渐显著，它能起着自动抑制功率增长的作用。当反应堆功率上升到某一水平时，使温度反馈的负反应性，超过启动事故引入的正反应性时，功率水平下降，温度系数负值越大，达到功率峰值越低。反应堆安全---失流事故失流事故：主冷却流量降低、堆芯流量变小。原因：供电系统故障主泵故障：轴断裂、轴承润滑消失等事故表现：冷却剂流量急剧下降，冷却剂温度升高，压力增高。后果：燃料元件传热恶化特点：过程短减缓措施：依靠冷却剂的固有承受能力。泵的初始惯性越大，系统中流量的衰减越慢。

反应堆安全---大破口失水事故大破口失水事故：主冷却剂管路剪切断裂，同时失去厂外电源。最严重的情况：冷却泵至堆入口的接管完全断裂，冷却剂自由流出。事故发生后：产生压力波（负压），致堆内结构、压力容器等产生巨大的应力变化。1、喷发阶段：压力降低到饱和压力——冷却剂沸腾——大量气泡——亚临界——裂变终止热源：衰变热锆水反应紧急安防设备投入使用（安全注射箱、低压安注系统）。2、再灌水阶段应急冷却水灌入，约30~40秒堆芯裸露衰变热——辐射、对流换热——堆芯温度上升——锆水反应，形成又一大热源。应急冷却水灌入及时与否至关重要。3、再淹没阶段应急冷却水淹没堆芯——沸腾（元件温度高）——蒸汽上流——堆芯温度下降4、长期冷却阶段此时仍有衰变热—低压注射系统继续运行—从地坑中吸水注入，循环使用。小破口事故未能紧急停堆的预计瞬变关键词：温度、压力、反应性核反应堆严重事故严重事故：大面积燃料包壳失效，威胁、破坏压力容器和安全壳的完整性，导致放射性物质泄漏。原因：堆芯失去冷却或冷却不充分；堆芯反应性快速不可控升高。分类：堆芯熔化事故（小时量级）堆芯解体事故（秒量级）轻水堆：堆芯解体事故可能性极小轻水堆严重事故过程与现象燃料包壳分类：高压熔堆和低压熔堆失去冷却，包壳过热通量增加，释热增加，燃料膨胀和熔化低压熔堆低压熔堆过程以快速卸压的大中破口失水事故为先导，如果在此过程中应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸气反应产生大量氢气。地芯水位下降到下栅格板以后，熔融的堆芯会加热堆芯内的金属材料而使堆芯交撑结构失效，熔融的堆芯会跌入下腔室水中，产生大量蒸汽。之后压力容器在低压下熔穿，熔融堆芯会熔穿压力容器落人堆坑，开始烧蚀地基混凝土。在这一过程中，向安全壳内释放出H2，CO2，CO等不凝气体。此后安全完有两种可能损坏的方式，即安全壳因不凝气体聚集持续晚期超压(事故后3~5天)导致安全壳破裂或贯穿件失效，或者熔融堆芯烧穿地基。高压熔堆高压熔堆过程往往以堆芯冷却不足为先导事件、其中主要原因是失去蒸汽发生器热阱的排热。与低压熔堆过程相比，高压熔堆过程有如下特点：①高压堆芯熔化过程进展相对较慢，因而有比较充足的干预时间；②燃料损坏过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的．对于裂变产物的释放而言，高压过程是在“湿环境”下进行的③压力容器下封头失效时堆芯与安全壳之间的压力差大，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。轻水堆严重事故过程与现象——氢气的燃烧在安全壳内，如果集聚过多的氢气，就会发生氢气的燃烧和爆炸，因此，由金属与水相互作用产生的氢气，或者堆芯熔融物与混凝土相互作用产生的氢气会威胁安全壳的完整性。氢气在安全壳内存在着不同的燃烧模型

1．扩散燃烧它是由一个连续的氢气流供给的稳定燃烧，其特点在于生成的压力峰值较小而可忽略。但因为燃烧时间较长．所以引起的局部热流密度较高。在有点火器的情况下发生这种扩散燃烧的可能性较大。安装这种点火器的目的是降低氢气的扩散范围和降低氢气的浓度，从而降低事故的风险。堵不如疏2．减压燃烧它的燃烧以相当慢的速度，从点火处向氢气、蒸汽和空气的混合气体中蔓延。其特点在于压力的增大较适度和高热流密度持续的时间较短。氢气燃烧的速率和总量决定了由此而产生的对安全壳的附加压力和温度的影响。3．爆燃爆燃是燃烧以超声波的速度，在氢气、蒸汽和空气的混合气体中扩散，其特点是在极短时间内形成较高峰值压力。爆燃形成的方式可分成二种类型：第一类是爆燃的直接形成；第二类是快速降压燃烧至爆燃的转变．这种转变中燃烧蔓延速度从次声波至声波逐步上升。在安全壳中释放的氢气，有可能由于初始释放的动量强制循环系统、安全壳喷淋和自然循环等原因被输送出安全壳。可燃气体的分布将受几种过程的影响，这些过程可能单独或者联合作用使氢气与蒸汽和空气混合。这些过程有：①扩散；②由温度升高引起的自然对流；③由风扇和喷淋形成的强制对流。事故情况下放射性物质的释放与防护释放机理当反应堆经历不同严重程度的事故时，堆芯燃料可能会发生包壳破损、燃料熔化，与混凝土或金属发生作用及蒸汽爆炸等不同的情况。相应地裂变产物对应着四种不同的释放机理：气隙释放、熔化释放、汽化释放和蒸汽爆炸释放。

1．气隙释放在反应堆正常运行条件下，部分裂变产物以气体或蒸汽的形式由芯块进到芯块与包壳之间的气隙内。气隙内各种裂变产物的积存份额取决于各核素在二氧化铀芯块内的扩散系数及该核素的半衰期。在反应堆正常运行时只有极少量包壳破损。但在失水事故时，元件温度很快升高，在几秒种到几分钟的短时期内，包壳即可能破损。在包壳内外压差及外表面蒸汽流的作用下，气隙中积存的部分裂变产物被瞬时释出，出现喷放性的气隙释放。由于惰性气体不与其他元素发生化学作用，气隙中Xe、Kr在气隙释放中全部经破口进入主回路。在包壳破损的温度下，卤素I、Br是挥发性的气体，Cs、Rb也是部分挥发性的，但因这些元素可能与其他裂变产物或包壳发生化学反应因而妨碍它们移至破口处。2．熔化释放在气隙释放后不久燃料即开始熔化。这时芯块中的裂变产物将进一步释出，这一过程一直延续到燃料完全熔化，即熔化释放。在熔化释放中，惰性气体中很快放出，高挥发性的卤素和碱土金属也大部分释出。虽然Te和Sb挥发性也很强，但在水堆中它们与结包壳会发生化学反应，致使其释放份额大大下降。3．汽化释放当熔融的堆芯熔穿压力容器和安全壳底部与混凝土接触时，会与混凝土发生剧烈反应使泥凝土分解、汽化产生蒸汽和Co2。这些产物与熔融的堆芯相混，在熔融体内形成鼓泡、对流。这一过程促进了裂变产物通向熔融金属的自由表面，并生成大量含有裂变产物的气溶胶。在这种条件下产生的裂变产物的释放称之为汽化释放。

4．蒸汽爆炸释放当熔融的堆芯与压力容器中残存的水发生作用时会产生蒸汽爆炸。UO2燃料在爆炸中将分散成为很细小的颗粒，并被氧化生成U3O8。这一放热反应将使UO2中的裂变产物进一步挥发而释放。反应堆安全---失流事故失流事故：主冷却流量降低、堆芯流量变小。原因：供电系统故障主泵故障：轴断裂、轴承润滑消失等事故表现：冷却剂流量急剧下降，冷却剂温度升高，压力增高。后果：燃料元件传热恶化特点：过程短减缓措施：依靠冷却剂的固有承受能力。泵的初始惯性越大，系统中流量的衰减越慢。

反应堆安全---大破口失水事故大破口失水事故：主冷却剂管路剪切断裂，同时失去厂外电源。最严重的情况：冷却泵至堆入口的接管完全断裂，冷却剂自由流出。事故发生后：产生压力波（负压），致堆内结构、压力容器等产生巨大的应力变化。1、喷发阶段：压力降低到饱和压力——冷却剂沸腾——大量气泡——亚临界——裂变终止热源：衰变热锆水反应紧急安防设备投入使用（安全注射箱、低压安注系统）。2、再灌水阶段应急冷却水灌入，约30~40秒堆芯裸露衰变热——辐射、对流换热——堆芯温度上升——锆水反应，形成又一大热源。应急冷却水灌入及时与否至关重要。3、再淹没阶段应急冷却水淹没堆芯——沸腾（元件温度高）——蒸汽上流——堆芯温度下降4、长期冷却阶段此时仍有衰变热—低压注射系统继续运行—从地坑中吸水注入，循环使用。小破口事故未能紧急停堆的预计瞬变关键词：温度、压力、反应性核反应堆严重事故严重事故：大面积燃料包壳失效，威胁、破坏压力容器和安全壳的完整性，导致放射性物质泄漏。原因：堆芯失去冷却或冷却不充分；

堆芯反应性快速不可控升高。分类：堆芯熔化事故（小时量级）

堆芯解体事故（秒量级）轻水堆：堆芯解体事故可能性极小轻水堆严重事故过程与现象燃料包壳分类：高压熔堆和低压熔堆失去冷却，包壳过热通量增加，释热增加，燃料膨胀和熔化低压熔堆低压熔堆过程以快速卸压的大中破口失水事故为先导，如果在此过程中应急堆芯冷却系统的注射功能或再循环功能失效，不久堆芯开始裸露和熔化，锆合金包壳与水蒸气反应产生大量氢气。地芯水位下降到下栅格板以后，熔融的堆芯会加热堆芯内的金属材料而使堆芯交撑结构失效，熔融的堆芯会跌入下腔室水中，产生大量蒸汽。之后压力容器在低压下熔穿，熔融堆芯会熔穿压力容器落人堆坑，开始烧蚀地基混凝土。在这一过程中，向安全壳内释放出H2，CO2，CO等不凝气体。此后安全完有两种可能损坏的方式，即安全壳因不凝气体聚集持续晚期超压(事故后3~5天)导致安全壳破裂或贯穿件失效，或者熔融堆芯烧穿地基。高压熔堆高压熔堆过程往往以堆芯冷却不足为先导事件、其中主要原因是失去蒸汽发生器热阱的排热。与低压熔堆过程相比，高压熔堆过程有如下特点：①高压堆芯熔化过程进展相对较慢，因而有比较充足的干预时间；②燃料损坏过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的．对于裂变产物的释放而言，高压过程是在“湿环境”下进行的③压力容器下封头失效时堆芯与安全壳之间的压力差大，使高压过程后堆芯熔融物的分布范围比低压过程的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热。因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。轻水堆严重事故过程与现象——氢气的燃烧在安全壳内，如果集聚过多的氢气，就会发生氢气的燃烧和爆炸，因此，由金属与水相互作用产生的氢气，或者堆芯熔融物与混凝土相互作用产生的氢气会威胁安全壳的完整性。氢气在安全壳内存在着不同的燃烧模型

1．扩散燃烧它是由一个连续的氢气流供给的稳定燃烧，其特点在于生成的压力峰值较小而可忽略。但因为燃烧时间较长．所以引起的局部热流密度较高。在有点火器的情况下发生这种扩散燃烧的可能性较大。安装这种点火器的目的是降低氢气的扩散范围和降低氢气的浓度，从而降低事故的风险。堵不如疏

2．减压燃烧它的燃烧以相当慢的速度，从点火处向氢气、蒸汽和空气的混合气体中蔓延。其特点在于压力的增大较适度和高热流密度持续的时间较短。氢气燃烧的速率和总量决定了由此而产生的对安全壳的附加压力和温度的影响。3．爆燃爆燃是燃烧以超声波的速度，在氢气、蒸汽和空气的混合气体中扩散，其特点是在极短时间内形成较高峰值压力。爆燃形成的方式可分成二种类型：第一类是爆燃的直接形成；第二类是快速降压燃烧至爆燃的转变．这种转变中燃烧蔓延速度从次声波至声波逐步上升。在安全壳中释放的氢气，有可能由于初始释放的动量强制循环系统、安全壳喷淋和自然循环等原因被输送出安全壳。可燃气体的分布将受几种过程的影响，这些过程可能单独或者联合作用使氢气与蒸汽和空气混合。这些过程有：①扩散；②由温度升高引起的自然对流；③由风扇和喷淋形成的强制对流。事故情况下放射性物质的释放与防护释放机理当反应堆经历不同严重程度的事故时，堆芯燃料可能会发生包壳破损、燃料熔化，与混凝土或金属发生作用及蒸汽爆炸等不同的情况。相应地裂变产物对应着四种不同的释放机理：气隙释放、熔化释放、汽化释放和蒸汽爆炸释放。1．气隙释放在反应堆正常运行条件下，部分裂变产物以气体或蒸汽的形式由芯块进到芯块与包壳之间的气隙内。气隙内各种裂变产物的积存份额取决于各核素在二氧化铀芯块内的扩散系数及该核素的半衰期。在反应堆正常运行时只有极少量包壳破损。但在失水事故时，元件温度很快升高，在几秒种到几分钟的短时期内，包壳即可能破损。在包壳内外压差及外表面蒸汽流的作用下，气隙中积存的部分裂变产物被瞬时释出，出现喷放性的气隙释放。由于惰性气体不与其他元素发生化学作用，气隙中Xe、Kr在气隙释放中全部经破口进入主回路。在包壳破损的温度下，卤素I、Br是挥发性的气体，Cs、Rb也是部分挥发性的，但因这些元素可能与其他裂变产物或包壳发生化学反应因而妨碍它们移至破口处。2．熔化释放在气隙释放后不久燃料即开始熔化。这时芯块中的裂变产物将进一步释出，这一过程一直延续到燃料完全熔化，即熔化释放。在熔化释放中，惰性气体中很快放出，高挥发性的卤素和碱土金属也大部分释出。虽然Te和Sb挥发性也很强，但在水堆中它们与结包壳会发生化学反应，致使其释放份额大大下降。3．汽化释放当熔融的堆芯熔穿压力容器和安全壳底部与混凝土接触时，会与混凝土发生剧烈反应使泥凝土分解、汽化产生蒸汽和Co2。这些产物与熔融的堆芯相混，在熔融体内形成鼓泡、对流。这一过程促进了裂变产物通向熔融金属的自由表面，并生成大量含有裂变产物的气溶胶。在这种条件下产生的裂变产物的释放称之为汽化释放。

4．蒸汽爆炸释放当熔融的堆芯与压力容器中残存的水发生作用时会产生蒸汽爆炸。UO2燃料在爆炸中将分散成为很细小的颗粒，并被氧化生成U3O8。这一放热反应将使UO2中的裂变产物进一步挥发而释放。辐射防护基本知识核辐射通过物质时的作用与效应快速运动的带电粒子通过物质时，遇到物质原子和原子核，会同它们发生碰撞，进行能量的传递和交换。其中一种主要的作用过程是同电子的非弹性碰撞，使物质的原子发生电离或激发，形成了正离子和负电子或激发态原子，这一过程称作电离碰撞。带有电荷的核辐射离子能够直接使原子电离或激发．称作直接致电离粒子；而中性的核辐射粒子，由于没有电荷不能直接使介质原子发生电离作用，但可以通过与物质作用产生的次级带电粒子使介质原子发生电离或激发，这样一些中性粒子则称作间接致电离粒子，例如，中子和射线等。能够直接或间接使介质原子电离或激发的核辐射称作电离辐射。射线、射线、射线、x射线、中子n、质子p、裂变碎片等都是电离辐射。。电离辐射对人体的作用一定量的电离辐射照射会引起人体组织器官的损伤，使生物发生结构的改变和功能的破坏，表现出各种类型的生物效应。从人体吸收核辐射能量开始到各种生物效应显现，以及生物体病变直至死亡，其间经过一系列的物理的、化学的和生物学的变化。电离辐射对生物大分子的电离作用是产生辐射生物效应的基础。电离辐射对人体细胞的作用1．直接作用电离辐射直接同生物大分子，例如DNA等发生电离作用，使这些大分子发生电离和激发，导致分子结构改变和生物活性的丧失；而电离和激发的分子是不稳定的，为了形成稳定的分子，分子中的电子结构在分子内或通过与其他分子相互作用而重新排列。在这一过程中可能使分子发生分解，改变结构以导致生物功能的丧失。2、间接作用人体的细胞中含有大量的水分子(大约70％)，所以，在大多数情况下，电离辐射同人体中的水分子发生作用，使水分子发生电离或激发，然后经过一定的化学反应，形成各种产物。直接作用和间接作用的结果都会使组成细胞的分子结构和功能发生变化，而导致由它们构成的细胞发生死亡或丧失了正常的活性，发生了突变。电离辐射损伤细胞有两种情况：杀死、诱变电离辐射对人体损伤的晚期效应由长时间小剂量(累计达到几百至几千毫希沃特)的照射引起，如癌症、白血病、再生障碍性贫血等。电离辐射对人体损伤的早期效应由短时间内受到大剂量(超过l000msv)照射引起，如急性放射病、皮肤急性放射损伤等。辐射防护的几个物理量辐射防护最基本的概念是照射量(exposure)X、吸收剂量(absorbeddose)D和剂量当量(doseequivalent)H。照射量是按照X射线和射线在空气中产生电离的数量而对X射线和射线定义的量，它仅适用于空气。其广义定义为由电离辐射在单位质量的空气中所产生的同种电荷的总和。过去习惯用的照射量的单位为“伦琴”(R)。伦琴定义为1静电单位能量／立方厘米空气。吸收剂量是单位质量的物体受到辐射照射吸收的能量。吸收剂量的单位是“戈瑞”(Gy)，1戈瑞为每公斤物质吸收1焦耳的能量，即1Gy＝1J/kg。不同类型的辐射引起物体的损伤不同。为了考虑不同类型的辐射引起的不同生物效应，引入了剂量当量的概念。剂量当量H定义为吸收剂量D与品质因数(qualltyfactor)Q的乘积：H＝QD。品质因数又叫品质因子或Q因子，它是考虑不向种类的射线的辐射生物效应而引入的修正系数。对于粒子、X射线和射线，Q＝1，对于质子和快中子，Q＝10，对于粒子和裂变产物，Q＝20。在国际单位制(SI)中，当吸收剂量的单位为戈瑞(Gy)时，剂量当量的单位是“希沃特”(Sv).剂量当量过去习惯用的单位为“雷姆”(rem)，二者的关系为1sv＝100rem。剂量当量有时又简称剂量或叫有效剂量，是反映辐射作用的最常用的概念。辐射无处不在辐射源剂量mSv/年天然本底每年辐射剂量2.3每天抽20支烟0.5—1一次X光检查0.1夜光表0.02每天看1小时电视，1年所受剂量0.01乘飞机旅行2000公里0.01空气、食物、水中的辐射0.25一座百万KW级核电站0.048辐射危害辐射引起电离和电子激发而破坏各种分子，从而破坏人体的细胞而造成伤害。使人体组织细胞的功能、代谢活动、和分裂繁殖能力受损。一定剂量下，引起细胞死亡，DNA分子变化或染色体畸变，引起细胞变异。短时间内大剂量照射（1000mSv）可引起急性放射病、皮肤急放射性损伤等小剂量长时间照射（几百至几千mSv）可引起癌症、白血病、白内障等。

放射防护三原则

放射防护三原则是指：辐射实践的正当化，放射防护的最优化，个人剂量限值。这三项基本原则构成了一套放射防护体系。一、实践的正当化为防止不必要的照射，在引入任何伴有辐射照射的实践之前，都必须权衡利弊，只有当带来的利益大于所付出的代价（包括对健康损害的代价）时才能认为是正当的，那么该实践为正当化实践。若引进的某种实践不能带来超过代价的净利益，则不应采取此种实践。二、放射防护的最优化

放射防护的最优化原则就是在考虑到经济和社会因素之后，使任何辐射照射应保持在可以合理做到的最低水平。但并不是说剂量越低越好，而是在考虑到社会和经济因素的条件下使照射低到合理地可以做到的程度。

三、个人剂量限值

对个人受到的辐射照射剂量利用个人剂量限值加以限制。

三原则之间的关系:正当化和最优化原则主要与辐射源有关，它们涉及的是对某项辐射源的引用和防护是否适宜。而个人剂量限值涉及的是职业性人员个人和公众个人，所以个人剂量限值与人有关。正当化是最优化过程的前提，个人剂量限值是最优化的约束条件。所以，放射防护三项基本原则是相互关联的。个人剂量限值是不允许接受剂量范围的下限，不能直接作为放射防护设计和工作安排的依据，只能依据放射防护的最优化原则。把个人剂量限值作为放射防护设计和工作安排的出发点，并在实践中执行尽可能向限值接近的做法，以及把个人剂量限值作为评价放射防护设施的主要标准的做法，都是对放射防护三原则的误解。评价放射防护设施的标准应该是是否做到了最优化，而不是是否超过了个人剂量限值。当然，个人剂量限值是不允许超过的。辐射剂量限值1．豁免的剂量判断当某实践或源在一年内对任何公众成员预计造成的有效剂量小于10SV或距源表面0.1m处有效剂量小1Svh－1和发射能量小于5keV的辐射源，则该实践或实践中的辐射源可免检管理。

2．职业照射个人剂量限值必须对任何工作人员的职业照射加以控制，使其职业照射的个人剂量限值连续5年内年平均有效剂量应低于20msv，并且任何单一年份内不超过50msv；一年中晶体所受的当量剂量应小于1