(11.1)-11实用辐射安全技术

第11讲

实用辐射安全技术2目录11.1核电站辐射防护11.2核辐射装置的辐射防护311.1核电站辐射防护1.核电厂的辐射防护措施1）分区管理按照GB18871－2002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。1.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）。1.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)标准

GB8703-88（50mSv）（岭澳一期）EJ/T316-2001(20mSv)

GB18871-2002(20mSv)

D（剂量当量率）有效剂量率(mSv/h)空气污染浓度(DAC)居留特征剂量当量率（外照射＋内照射）非限制区

D＜7.5µSv/ht＞6667hD≤0.001不受污染无限制

监督区(白)

D≤0.0025可忽略每季工作少于500h

绿区

7.5µSv/h≤D＜25µSv/h2000h＜t≤6667hD≤0.01≤0.1每周工作少于40h2.5µSv/h(0.25mrem/h)＜dose＜10µSv/h(1.0mrem/h)黄区黄125µSv/h≤D＜2mSv/h25h＜t≤2000hD≤0.1≤1每周工作少于4h10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜2mSv/h(200mrem/h)

黄2

D≤1≤10管理进入

橙区

2mSv/h≤D＜100mSv/h5h＜t＜25hD≤10

限制进入2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)红区

D≥100mSv/ht＜5hD>10

通常禁止进入dose≥0.1Sv/h(10rem/h)1.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（0.5μSv/h）Ⅰ非限制区≤0.25mrem/h

（2.5μSv/h）Ⅱ职业工作区≤2.5mrem/h

（25μSv/h）Ⅲ间断工作区≤15mrem/h

（150μSv/h）Ⅳ限制进入区≤100mrem/h

（1mSv/h）Ⅴ控制进入区≤1rem/h

（10mSv/h）Ⅵ正常为限制，事故后有限进入区≤10rem/h

（100mSv/h）Ⅶ正常严格限制，事故后限制进入区≤100rem/h

（1Sv/h）Ⅷ正常禁止进入区，事故后严格限制进入区≤500rem/h

（5Sv/hⅨ极高辐射区＞500rad/h

（5Gy/h）1.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γ屏蔽；中子能量、γ能量一回路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、Eγ＝6.13Mev）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；1.核电厂的辐射防护措施3）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；4）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。1.核电厂的辐射防护措施5）放射性物质的包容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；2.降低工作人员职业照射的辐射防护措施

核电厂辐射防护设计是保障工作人员安全的重要环节之一。为保障工作人员的安全，除执行国标GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的职业照射控制要求外，还应遵守合理可行尽量低（ALARA）的原则。

图5.1中给出了核电厂的辐射防护设计中采取的一些主要措施。由该图可知为降低职业照射，核电厂辐射防护设计应采取的主要措施有：（1）控制辐射源项，降低工作场所的辐射水平；（2）根据辐射水平的大小，对放射性厂房进行分区控制，严格控制进入高辐射区的人员，和在其内的停留时间；（3）设置卫生出入口，严格管理进出控制区的人员和物品，降低工作人员所受的剂量、防止放射性污染的扩散；2.1概述（4）为降低外照射，设置屏蔽体对辐射源进行屏蔽；（5）对含有放射性物质的系统、设备、厂房进行合理布置，使工作人员尽量远离高辐射区；（6）设置通风系统，保证厂房内合理的气流组织和换气次数，降低工作场所空气中的放射性浓度；（7）进行辐射监测，掌握工作场所的辐射水平和工作人员受照剂量情况；（8）加强辐射防护管理，尽量降低工作人员可能受到的照射。外照射防护三要素(三原则）：屏蔽防护、距离防护和时间防护。内照射防护的基本措施是：1）采用通风降低工作场所空气中放射性污染水平；2）采用个人防护用具防止放射性物质进入人体。2.2控制辐射源

在设计阶段应对核电厂的辐射源设计进行最优化，因为辐射源会影响到整个核电厂的辐射水平，而其他方面的设计仅会对局部区域内的辐射水平产生影响。对于PWR的设计来说，停堆后主要辐射源是活化腐蚀产物，只是在发生大量燃料包壳失效的情况下，裂变产物才也有可能成为主要的辐射源。

核电厂工作人员的职业照射主要来自维护检修工作，其中主要的辐射源在主冷却剂系统，因而降低该系统中的放射性活度水平，对于降低职业照射剂量十分关键。主要有下列措施：（1）材料选择对于检修来说对工作人员造成的照射主要来自主冷却剂中的Co-58、Co-60、Sb-122、Sb-124和Ag-110m等。更主要的是Co-60，它半衰期长，发出的γ射线能量高。老电站中Co-60对个人剂量的贡献高达90％以上。降低主冷却剂中钴的来源，则能降低主冷却剂中Co-60的活度，因而主冷却剂回路设备应选低钴的因科镍合金和低钴不锈钢。降低其它核素，则要限制轴承、二次中子源中锑含量；限制垫片、密封圈和控制棒材料中银含量。（2）控制主冷却剂的水化学、调节PH值控制主冷却剂的水化学、调节PH值，则可控制主冷却剂设备表面的腐蚀速率，为此在主冷却剂中要加入氢氧化锂来调节PH值。

运行经验表明，如果调整硼酸和氢氧化锂的浓度（即控制Li-B协调曲线），把PH值控制在6.9～7.4范围内，则可减少腐蚀产物的产生和在设备表面的沉积，降低整个系统内的放射性活度。有的核电厂在主冷却剂中加入锌来降低主冷却剂系统结构材料的腐蚀速率，其作用机制是锌能进入材料表面的氧化膜中，将氧化膜晶格位置上的镍和钴置换出来，从而改变了氧化膜的形态、组成、和腐蚀特性，使得它更稳定和更耐腐蚀。（3）过滤净化

把主冷却剂中的腐蚀产物过滤掉，可降低放射性活度，但常见的离子交换树脂不能在主冷却剂的工作温度下工作，要采用在高温下能工作的过滤器，则可降低主冷却剂中腐蚀产物的活度。

目前采用的过滤器有电磁过滤器和石墨过滤器。据报导，当沉降率为5×10-4/s时，主冷却剂旁路流量份额为0.5%，过滤效率为90%时，冷却剂携带的腐蚀产物浓度可降低1倍，当沉降率为10-2/s，旁路流量份额为0.5%时，冷却剂中腐蚀产物浓度则降低5～10%。（4）去污

在对设备进行检修时，对设备表面沉积的放射性物质进行去污，则可降低被检修设备的放射性活度。去污方法是先用碱性高锰酸钾，再用草酸、柠檬酸二胺溶液浸泡的二级去污，去污后放射性活度可降低1个量级。但这种去污方法不适合于全回路的去污，因去污后产生的废物不适宜于用离子交换树脂去处理。（5）减少腐蚀产物的累积。

设备和管道的设计应能尽量减少腐蚀产物的累积。这就要求主冷却剂设备和管道内表面光滑，尽量减少腐蚀产物可能累积的死角。

2.3放射性厂房的分区和管理

为对工作人员进入辐射区的工作进行管理，以尽量减少工作人员可能受到的剂量，和防止污染的扩散，对核电厂的放射性厂房应进行分区。国标GB18871规定辐射工作场所分为监督区和控制区。

分区的方法是把辐射工作人员在一年的预期工作期间内所接受的剂量可能超过5mSv的场所设定为控制区；把辐射工作人员在一年的预期工作期间内所接受的剂量不超过5mSv，但超过1mSv的场所设定为监督区；对于其他工作人员在一年的预期工作期间内所接受的剂量不超过1mSv的场所设定为非限制区。

在控制区内一般还按照辐射水平和污染水平的高低再划分为几个子区域。辐射水平和污染水平越高，越要严格控制在该区域内的工作时间，采取严格的防护措施，以确保工作人员不超过年剂量限值。不同国家的子区域的划分不完全一致，少的有三个子区，多的有六个子区。表5.1给出了我国的规定。区域名称有效剂量率（mSv/h）空气污染浓度(DAC)居留特征非限制区≤0.001不受污染不限制监督区（白）≤0.0025可忽略每季工作少于500h控制区常规工作区（绿）≤0.01≤0.1每周工作少于40h间断工作区（黄1）≤0.1≤1每周工作少于1h限定工作区（黄2）≤1≤10管理进入高辐射区（橙）≤10限制进入极高辐射区（红）>10通常禁止进入表2.1核行业标准EJ/T316-2001规定的辐射分区

2.4设置卫生出入口

为严格控制工作人员所受到的辐射照射，并对人员的受照剂量进行测量和记录，同时也防止放射性污染的扩散，保证非放射性区域不受污染，在放射性厂房内进入控制区处要设置卫生出入口，对进入控制区的人员和移出控制区的物品要进行监控，但人流通道和物流通道必须严格分开。卫生出入口内的基本设施：（1）人员的个人剂量监测设备（个人剂量计或报警仪、热释光剂量片等）；（2）人员和设备外部污染检测设备（全身剂量监测仪、手、足表面污染监测仪、设备表面污染监测仪等）；（3）人员去污设备（淋浴、洗涤盆等）；（4）个人生活用服（包括鞋、袜）、清洁工作服等的贮存设施；（5）污染工作服贮存设施；（6）防护服、靴子、呼吸道保护设备（口罩、气衣等）。工作人员进出控制区的程序如下：（1）进入控制区的一般程序为：凭控制区通行证领取“冷”更衣间更衣柜的钥匙－脱去个人生活用服（仅留内裤）－用钥匙换剂量计－在“热”更衣室穿基本防护服－进入控制区。（2）离开控制区的一般程序为：检查基本防护服的污染情况－进入“热”更衣室脱去基本防护服－检查体表污染情况－进行体表面去污（淋浴或洗涤盆）－进入“冷”更衣室穿回个人生活用服。为便于管理，卫生出入口设置的个数应尽量减少。也就是说对于一个放射性厂房，一般只设置一个卫生出入口。对于整个核电厂应设置卫生出入口的放射性厂房一般有：（1）核岛厂房；（2）放射性废物辅助厂房和暂存库；（3）放射性机修和去污车间；（4）厂区放射性实验室等。不同厂房的卫生出入口要求设置的基本设施多少应不同。2.5屏蔽设计

屏蔽是降低外照射的重要措施之一。核电厂的屏蔽比较复杂，其主要特点是：（1）辐射源的情况比较复杂，它们是：1）强度大，长期运行情况下单位功率裂变产物放射性总活度约为1.7×1017Bg/MW；单位功率瞬发裂变γ强度约为2.3×1017MeV/MW.s；单位功率瞬发裂变中子强度约为7.7×1016n/MW.s，或1.6×1017MeV/MW.s。2）射线种类多，有瞬发γ和中子，有次级γ，特别是中子在屏蔽材料中产生的次级γ（俘获γ及非弹性散射γ）。主回路中有16N发出的高能γ，对HWR回路中还有氘的（γ,n）反应产生的光激中子。3）能量范围宽，γ射线能量在10KeV～10MeV之间；中子能量在ev量级～18MeV之间。4）反应堆运行和停堆时辐射源的类型、强度和能谱特性差别很大。（2）屏蔽要求不同，在工艺上要求防止设备的辐照损伤，防止材料的活化，以及防止屏蔽材料的发热等。在辐射安全上则需根据工作人员接触设备的频率和时间，确定不同的辐射水平，分区进行屏蔽设计。（3）屏蔽设计复杂，要根据不同对象和要求采取不同形式的屏蔽，如整体屏蔽(即对整个辐射源整体用屏蔽材料包围起来)、分部屏蔽(即对辐射源的部分用屏蔽材料包围起来)、阴影屏蔽(即用屏蔽板对辐射源挡起来,工作人员或部分身体在屏蔽板的阴影下工作)、可移动式屏蔽；对一些“热点”要采取局部屏蔽；对管道贯穿造成的缝隙漏束要采取特殊的防缝措施；要考虑出入口的屏蔽形式，如迷宫和防护门；要考虑屏蔽层中的次级γ和屏蔽层发热问题等。（4）屏蔽材料选择要多样化。由于中子和γ与物质的相互作用特性不同，因而对中子和γ要选用不同的屏蔽材料。常用的屏蔽材料有：混凝土、铁、铅、水，为吸收热中子在屏蔽材料中有时需加入硼。对于γ射线的屏蔽要选用重材料（高原子序数Z），这是因为γ射线与物质发生相互作用时原子序数越高，作用的几率（称为“作用截面”）越大。光电效应截面与Z5成正比，康普顿效应截面与Z成正比，电子对效应截面与Z2成正比。对于中子(特别是快中子)的屏蔽材料的选择一定要考虑材料中含有较原子序数较小的元素（俗称轻元素），特别是氢。这是由于中子与物质相互作用时的非弹射散射产生能量较高的γ射线，而中子与轻元素相互作用发生一次弹射散射就会级大地损失能量，例中子与氢发生一次弹射散射，则可损失掉自己的全部入射动能。由此可很快地使中子能量降低，变成热中子，在屏蔽层中被吸收掉。屏蔽设计中需要注意的主要问题有：（1）堆本体屏蔽一般分为一次屏蔽（也称为设备屏蔽）和二次屏蔽（也称为生物屏蔽）。前者是要使屏蔽层外的设备基本不会受到活化，和设备材料（主要是有机材料，例电线的绝缘材料）不会受到辐照损伤；后者是根据辐射分区把屏蔽层外的剂量率降到合理的水平，以保护工作人员的辐射安全。因而这两次屏蔽层的厚度要综合考虑。为防止设备基本不会受到活化，行标EJ/T317-1998《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则》规定了，在停堆后可进入地方处，运行时热中子注量率应小于1×105n/cm2.s。（2）必须在压力壳内设置“热屏（蔽）”，限制进入压力壳和屏蔽层的中子和γ射线注量率。“热屏”厚度的设计取决于：1）限制进入压力壳的最高中子注量率（主要是快中子），防止快中子对压力壳钢材引起的辐照损伤，即辐照脆化，引起钢材的屈服强度和抗拉强度增加，延伸率和冲击韧性降低，材料变脆；2）限制进入屏蔽层的中子和γ射线的最高注量率，以降低对屏蔽材料带来的发热影响。特别是要防止混凝土可能带来的脱氢和脱水，而降低了对中子的屏蔽能力。

行标《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则》规定了进入屏蔽层内表面的中子注量率应小于5×109n/cm2.s；γ注量率应小于4×1010MeV/cm2.s。（3）在屏蔽设计中必须考虑防止由于贯穿件可能带来的缝隙效应。由此在贯穿件穿过屏蔽层时应采用Z字形和弯曲形通道，确保在任何可见的路径上都存在有屏蔽。此时在贯穿件附近屏蔽墙的厚度要加厚，或增加材料的密度。应对缝隙带来的屏蔽减弱情况进行分析计算。（4）对于主回路系统设备（例主泵，管路）的屏蔽计算中，一个特别需要考虑的核素是N-16，它不但浓度很高，而且发出的γ射线能量也很高。对于HWR还应考虑氘的（γ,n）反应生成的光激中子。（5）对于乏燃料的屏蔽计算中，除考虑γ射线外，还应考虑可裂变物质的自裂变产生的中子和乏燃料中一些核素（特别是氧）的（α,n）反应产生的中子。特别是对乏燃料运输容器的屏蔽，要考虑此问题。（6）对于在核岛厂房外的应急指挥中心、应急支持中心等，屏蔽设计必须要考虑严重事故时放射性烟羽引起的外照射，保证该房间的可居留性（即要起到应急辐射防护的作用）。2.6采用操作器械和提高操作技术

距离防护，采用操作器械进行远距离操作（特别是自动化程度高的器械）增加工作人员与辐射源之间的距离，能有效地降低工作人员受到的剂量，其中包括远距离进行检查、检验和远距离进行检修、设备的拆除和重新安装等。

蒸汽发生器是PWR故障率较高的设备。蒸汽发生器传热管破损会导致主冷却剂向二回路的泄漏,带放射性的主冷却剂向二回路泄漏，就会造成二回路设备污染。若采用人工的方法检查破损小管，工作人员要站在蒸汽发生器的人孔附近。资料报道在蒸汽发生器人孔处照射量率约在0.15～0.8R/h之间。检查一个小管所需时间3～5分钟，若检查时间取4分钟，则检查100根小管则会受到约1～5R的照射。若采用自动定位的检查装置，工作人员可远距离操作，只在安装和取走检查装置时才需接触到蒸汽发生器，则可大大降低受照剂量。

手工焊接堵管需要人进入蒸汽发生器水室内工作，堵一个破口需要焊两个塞子，约需10分钟。而采用爆炸堵管，堵一个管子只需1分钟。

2.7通风

通风是防止污染空气的扩散、降低工作场所空气中放射性浓度的重要手段，是降低工作人员内照射的重要措施。从辐射防护角度，对通风设计的基本要求有：（1）合理的气流组织，即从干净区—脏区—处理设施—排入大气。（2）防止污染扩散，即通过气密封（合理的压差）防止污染气体进入干净区，必要时使用逆止阀，防止空气的倒流。（3）确定合理的换气次数，各房间的通风速率、换气次数要根据该房间工作人员停留的情况，空气中可能的放射性浓度大小来确定。（4）各工艺房间的通风设计，一般应保持负压，必要时应使用逆止阀，以防止空气的倒流。（5）核岛厂房内的主控室、备用停堆点，核岛厂房外的应急指挥中心、应急支持中心等的通风，必须是送风量大于排风量，以保持这些房间内处于轻微正压。在发生严重事故后要提供对这项房间工作人员的呼吸空气，并维持轻微正压（一般至少3mm水柱），以防止放射性污染空气进入，保证该房间的可居留性（应急辐射防护的作用）。（6）合理的布置送风口和排风口，防止污染物排放出现死角，必要时需加上局部排风。2.8系统和设备的合理布置核电厂各个系统和设备的合理布置能大大降低运行和维修人员的辐射照射，这在核电厂的设计时必须优化考虑。从辐射防护角度，对系统和设备布置的基本要求有：（1）带放射性设备、系统、厂房与不带放射性的设备、系统、厂房要分开布置。非放射性设备、系统、厂房尽管远离高辐射区。（2）辐射水平相对高的设备要相对集中、高辐射区布置在隔离区内。（3）布置含有放射性的设备、管道等都要留有足够的空间，以便于维护检修，并使工作人员与辐射源保持一定的距离，需经常维护检修的设备尽可能远离高辐射区。（4）输送放射性介质的管道尽量布置在高辐射区，必须通过低辐射区（即人员经常进入的区域）时应尽可能短，并根据辐射水平采取必要的防护措施（例如局部屏蔽）。管道敷设时要注意防止放射性物质在管道内的沉积，应采取下列措施：①管道应尽可能地短。②选用适当的管径，保持良好的流体力学条件。③防止出现死角。④保持一定坡度。⑤弯曲半径大于5倍管道的直径。⑥保持管道内表面光滑。⑦管道的焊点应尽可能少，以减少泄漏的可能。（5）设备和管道的隔热层要便于拆卸和安装。如果设备和管道内的放射性介质（汽和水）可能泄漏时，则需避免采用吸水性隔热材料，防止放射性物质在隔热层内浓集。（6）对可能存在泄漏的设备，除具有良好的密封措施外，还要做到检修拆换时可快速进行，并便于移地和冲洗去污等。2.9辐射监测

辐射监测是重要的辐射防护措施之一。它是将辐射照射对工作人员可能造成的辐射剂量保持在国家规定的限值内，并符合ALARA原则，降低工作人员可能受到的辐射危害很重要的手段。核电厂的辐射监测可根据监测对象不同分为以下几类：（一）厂区辐射监测厂区内的辐射监测又可分为三类，它们是：（1）工作场所的辐射监测（即：场所监测）场所监测的目的是：监测核电厂内经常有人出没或工作处的辐射水平，以便确定该地方工作人员是否可停留和可停留的时间。设计原则是：1）凡是工作人员经常出入而且辐射场可能缓慢变化或者突然变化的地方，应设置固定式的连续监测道。2）对一些工作人员不常去的地方，可采用携带式的γ监测仪和表面污染监测仪定期地或工作人员出入时进行监测。监测的内容包括：中子、γ剂量率，空气中的放射性浓度，和表面污染水平等。了解这些地方的剂量率大小、空气中放射性浓度和表面污染情况等。监测的方式有：1）设置固定监测点；2）便携式流动监测。

必须指出的是：按国标GBZ232

《核电厂职业照射监测规范》的要求，对于工作场所的剂量监测应给出周围剂量当量率H*(10),估计有效剂量；和定向剂量当量率H*(0.07)的值，估计皮肤剂量。（2）工艺系统的辐射监测（即：工艺监测）工艺监测的目的是：检查核电厂一些带放射性的工艺系统或工艺过程的性能，是否超过了技术规格书中规定的限值，以及该系统是否处于正常工作状态。设计原则是：对于某些工艺设备或工艺过程，凡是通过辐射水平的变化或放射性活度的变化能反映出该设备性能的变化的、或者说在进行某种工艺操作时而引起辐射水平或放射性活度的变化的地方，应设置监测道。监测的方式有：大多是固定式的连续监测道。但也有的是携带式的监测，以及取样监测。例如一回路冷却剂中放射性活度测量。在核电厂正常运行的情况下，工艺系统辐射监测反映着核电厂各系统的运行情况。一旦有事故，则起事故监测的作用。（3）放射性流出物的监测（即：流出物监测）监测对象：气态放射性流出物和液态放射性流出物监测。监测目的：测量核电厂正常运行工况下每年通过烟囱排放排向大气环境的气载放射性物质的活度以及通过放射性废水排放排到水环境中去的放射性物质的活度。以确保核电厂每年排向环境的气载和液体放射性物质的总活度不超过规定的排放量管理目标值，并为核电厂的运行（包括正常运行和事故）的环境影响评价提供基础数据。流出物监测也起着判断核电厂是否处于正常运行状态的作用。在正常运行情况下，流出物监测反映着核电厂气态和液态放射性流出物的排放情况。一旦有事故（或事件）发生，起事故排放监测和应急监测的作用。必须指出的是：气态流出物监测的取样系统的设计必须考虑尽量减少气溶胶在取样管道中的沉积，即减小取样管道的长度和弯头的数量、增大弯头的半径、管道内壁要光滑等。（二）环境辐射监测（即：环境监测）

核电厂的放射性流出物排到环境之后，通过弥散和迁移在环境介质中传播，从而进入生物圈造成对公众的辐射影响。环境监测的对象是测量环境介质和生物介质中的放射性水平，从而了解核电厂的运行对环境造成污染的情况，也为核电厂运行的环境影响评价提供基础数据。

环境监测的监测点布置范围和多少、测量的对象、和分析的项目，各核电厂应根据该核电厂的具体环境情况（气象、水文、人口分布、土地和水体利用等）来确定。（三）个人剂量监测

个人剂量监测的对象是监测核电厂辐射区工作的人员，在工作期间个人受到的辐射剂量，包括外照射剂量、摄入体内的放射性量、和表面放射性污染。目的是控制他们每年所受的剂量不超过规定的剂量管理目标值。

必须指出的是：1）个人剂量监测中采用的胶片剂量计和热释光剂量计一般要在3个月内进行读数。这是由于它们保持的信息随着时间的增加会衰退，胶片剂量计3个月内衰退量约30％；热释光剂量计约13％。按国标GBZ232

的规定，常规监测周期一般为1个月，也可视具体情况延长或缩短，但最长不得超过3个月。2）按国标GBZ232

的规定，对于个人外照射剂量的测量应给出深部个人剂量当量Hp(10)，代表受到的有效剂量；和浅表个人剂量当量Hp(0.07)的值，代表受到的皮肤剂量。5.10设置警示标志由于核安全和辐射防护的要求，核岛主厂房群均为无窗厂房，以及屏蔽隔离的需要，许多操作通过机械设备在远距离或水下进行。厂房高大、机械吊运和装卸设备多，水下操作多、操作平台及钢梯的设置比较普遍、配电和输变电设备等级较高、管路的高温高压等等特点，决定了警示标志的采用对核电厂的安全生产、减少和避免工作人员的辐射危害具有重要意义。国标GB2894规定了工矿企业、建筑工地、厂内运输和其它必要提醒人们注意安全的场所，皆应设置安全标志和提示标志。从辐射防护角度，有关的警示标志一般应有：（1）放射性管道、设备，废物容器，放射性工作场所应按国标GB18871的规定设置电离辐射标志。（2）核岛厂房内应按GB2894《安全标志》的规定设置安全标志和提示标志。设置事故应急撤离路线标识和位置指示标志；（3）放射性厂房内根据辐射分区的要求，对不同区域分别设置醒目的分区标志（可用颜色标出），并标明各区的辐射特征；（4）厂区内的道路应标志出放射性物品运输道路和应急撤离路线标识。5.11辐射防护管理

为确保工作人员的辐射安全、降低工作人员可能受到对辐射危害，做好辐射防护管理工作十分重要，一般应包括：（1）建立辐射防护组织机构每个核电厂都必须建立专门的辐射防护组织机构，该机构的主要职责应有：1）辐射监测系统的运行和维护，现场辐射水平的调查，人员出入控制；2）辐射防护设备的管理，辐射防护仪表的检修、标定和计量工作；3）组织辐射防护的培训和再培训，辐射工作许可证签发和检查；4）参与制定辐射防护大纲，和辐射安全规章制度；5）个人剂量监测，数据的分析、评价和管理；6）事故（事件）调查、统计、分析和报告。

（2）制定辐射防护大纲和辐射防护规章核电厂在首次装料前应制定出并经审批的辐射防护大纲、辐射防护规章制度，指导本核电厂的辐射防护工作。目的是通过管理机构、规章制度、和实施程序等来反映辐射防护职责、辐射防护措施的落实程度，能否做到保护工作人员和公众。辐射防护大纲编写的内容一般应包括：1）各管理部门的辐射防护与安全职责，包括相应的组织安排、业主、注册者、许可证持有者各自的责任划分；2）指定控制区和监督区；3）用于进行工作监督的岗位责任；4）个人及场所监测的安排，包括如何获得和维护辐射防护仪器；5）与控制受照、职业辐射防护及安全相关的决策、个人监测的信息记录与报告系统；6）有关危害的性质、防护（包括个人防护用品的使用）与安全的教育与培训；7）定期评估和审计辐射防护程序的方法；8）干预计划；9）健康监护计划；10）质量保证与过程改进的相关要求。（3）实行放射性厂房的出入控制管理

对进入控制区的人员需严格管理，出入控制应有如下的基本要求：1）凡进入控制区的工作人员必须经过严格的辐射防护培训，并取得合格证的人才能进入控制区。2）凡出入控制区的人员都必须通过控制区入口的卫生出入口。在卫生出入口设置有辐射监测系统，该系统将记录各个工作人员出入控制区的日期、工作时间、工作区域、每次所受的剂量等等。对于从控制区出来的人员，必须经过该监测系统的检查，检查工作服和身体表面是否受到放射性污染。若工作人员身体表面受到污染并超过规定限值时，卫生出入口的自动门无法打开，工作人员必须进行清洗去污，只有去污并经测量合格后自动门才能开启，工作人员可以从控制区出来。

3）控制区内各子区的工作时间限制已列在表5.1（即辐射分区的规定）中，对于限定工作区和特许工作区内的工作时间，应事先通过测量了解该区的剂量率，并根据待进入人员的辐照历史，经过辐射防护人员核实确认，并得到有关领导批准后才能进入。4）在控制区内凡是否需要采取辐射防护措施的工作，都必须执行辐射工作许可证制度，许可证要注明工作场所辐射水平，污染程度，辐射危害类型，防护措施，允许工作时间和辐射监测要求等。许可证由负责辐射防护的部门签发。（4）建立辐射工作许可证制度

对于高辐射风险的工作应采取辐射工作许可证制度，该制度一般包括：《高辐射风险工作许可证》、《射线探伤许可证》。进入橙区、红区必须办理《高辐射风险工作许可证》，由辐射防护工作人员全程监管。射线探伤工作必须有《射线探伤许可证》，现场的安全措施经过辐射防护工作人员检查确认后方可进行。（5）对工作人员的培训、再培训

从事辐射工作的人员必须通过辐射安全和防护专业知识及相关法律法规的培训和考核，其中辐射安全关键岗位应当由注册核安全工程师担任。

工作人员要进行辐射危害和辐射防护基本知识的培训，包括基本培训、定期再培训，以及各项工作的专门培训（例规程演习等）。

进入控制区的工作人员都必须接受严格的初级辐射防护培训，掌握辐射防护基本知识，能实施个人防护措施，学会在工作中自我保护。岗位负责人要接受高级辐射防护培训，组织和实施辐射防护措施，在工作中自我保护，又能保护别人。（6）对工作人员进行医学监督和检查

核电厂对工作人员应定期地进行常规医学检查，其目的是评价工作人员的健康状况，提供在职或事故辐射照射情况下原始健康状况资料，确定工作人员的健康状况能否从事辐射工作。

核电厂应任命受过医学和辐射医学专门培训的医生，负责处理核电站工作人员的常规医学监督和检查的组织工作。

核电厂对受到内、外照射超过年剂量限值的异常受照人员，必须寻求医学咨询，根据实际受照情况，负责医生给出正确的、迅速的医学处理。核电厂应就地对较高异常受照人员进行初步的处理和必要的医学检查，必要时应把严重受照人员转移到专业的医疗机构进行治疗。异常受照人员能否继续从事辐射工作，应由负责医生会同辐射防护部门，在考虑受照人员的受照历史情况后作出判断。3.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）3.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）3.降低居民受照的防护措施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17×17的组件，其正方形横截面边长约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

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3.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。4849图1-23冷却剂回路及设备布置图3.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0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器，它的加工和运输都是－个需要认真对待的问题。50图1-21压水堆压力容器内结构示意图

3.降低居民受照的防护措施安全壳是降低居民受照的最终防护措施；安全壳有单层壳或双层壳结构钢或预应力混凝土密封承压壳有喷淋或降压措施

泄漏率要求（1％Vol/d)3.降低居民受照的防护措施3）放射性流出物排放控制5511.2核辐射装置的辐射防护11.2.1核辐射在工程技术中的应用核辐射在工业、农业、医疗卫生、环境治理等许多工程领域有广泛的应用，而且已经发展成一门特殊的加工技术。辐射加工有如下几个方面的应用：（1）辐射育种。辐射育种是核技术在农业中的重要应用领域。利用核辐射照射种子或植株，使其发生遗传变异，在经过人工育种和培育，从而得到新的优良品种，这一过程就是辐射育种。（2）辐射不育。辐射不育是利用辐射的生物效应来改变昆虫的遗传本质，使其种群的繁殖能力受到抑制，电离辐射导致昆虫不育可用来防治农业害虫和环境害虫。（3）辐射处理废水。在电离辐射作用下，高浓度、难降解、成分复杂的有机废水可以得到净化。11.2.1核辐射在工程技术中的应用（4）辐射处理废气、废物。在工厂和汽车排放的废物、废气中，它们在电离辐射的作用下，会形成烟雾状气溶胶，便于净化。（5）辐射处理食品。在适当的辐射照射剂量下，食品的营养成分不发生明显变化，保鲜程度高。可在包装条件下处理，可以提供无菌食品。具体可用于：辐射抑制发芽、辐射灭菌、辐射杀虫、辐射改进品质。（6）中成药辐射灭菌。降低药材在运输过程中的细菌污染导致的药效经济损失。（7）医疗用品的辐射消毒。（8）档案图书辐射杀虫。辐射可杀灭图书馆害虫。（9）高分子材料的辐射聚合。11.2.2加速器的防护加速器是用人工方法加速带电粒子的一种装置。一般包括离子源、束流的加速、聚集和传输系统、控制系统、和一些附属设备。11.2.2加速器的防护1.2.1加速器的分类

按被加速的粒子种类，可分为电子、质子、重离子加速器；按被加速的粒子能量，可分为低能、中能、高能和超高能加速器；按被加速的粒子轨道，可分为直线形、圆形、环形三大类或基本形式的组合；按加速粒子的原理，即按电场的加速特性，可分为三类：一是高压类，其中有静电、倍压、绝缘芯变压器型、高频高压加速器等；二是感应电场类，如电子感应加速器、直线感应加速器；三是射频电场类，对运动粒子做谐振加速，其中有回旋、同步回旋、同步电子回旋等。1.2.2加速器生产放射性核素利用加速器，特别是回旋加速器加速的带电粒子作为入射粒子，轰击靶核引起相应的核反应生成反射性核素，然后用适当的化学方法进行分离纯化，便可得到所需要的放射性核同位素。11.2.2加速器的防护1.2.3加速器中子源用某些加速器加速带电粒子轰击一定的靶核时，可引起发发射中子的核反应，通常这类用于产生中子的加速器称为加速中子源。加加速器中子源在中子活化分析、中子测井、中子照相、中子辐射育种、中子治癌等方面有广泛的应用。11.2.2加速器的防护加速器是核物理研究领域不断深入扩展的产物，几十年来取得了成就，他已不是一个物理装置，而是一个具有各种复杂设备的昂贵的综合装置。设计加速器的辐射屏蔽时，最重要的参数是：被加速的带电粒子的种类、粒子的最大的能量、束流强度、加速周期和旋转频率、次级辐射源等。具体加速器的辐射防护设施包括辐射屏蔽、防护设备、运行安全系统、通风系统等。在设计阶段应充分的考虑防护设施的主要内容和具体要求，并对扩容留有余地。防护设施应与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。（1)辐射屏蔽屏蔽方式、屏蔽厚度、屏蔽材料应根据被加速的带电粒子的种类、最大能量、最大束流强度及次级辐射的种类、能量、产额等因素进行综合考虑。按最大输出和2倍的安全系数原则进行设计。使相邻区域群众的集体剂量保持在可以合理达到的尽量低的水平，并保证工作人员所受剂量不超过国家规定的剂量限值水平。11.2.3加速器屏蔽防护（2)通风系统通风系统的作用是排出气载放射性物质和有害气体，排风速率和频次可根据产生有害气体的数量和工作需要而定。排风通道应从清洁区向污染区，最后由排气口经排气烟筒排出，为避免排出气体污染进气口和邻近室内空气，排气烟囱应高于邻近建筑物。（3）辐射安全系统1.加速器厅和靶厅的门需安装联锁装置，只有当人员撤出并关门后，才能开机产生辐射。2.产生辐射的控制系统应该用开关钥匙控制3.在加速厅、靶厅内的工作人员易达到的地点，在醒目处应设计紧急停机或断束手动开关。4.在辐射区出入口、通道上及控制台上应安装工作状态指示灯。11.2.3加速器屏蔽防护（3）辐射安全系统5.在辐射区应安装辐射监测系统。6.配备适当适量的辐射监测装置，如便携式剂量仪、个人剂量仪、气体检测仪等。加速器安全系统与同位素辐照装置的安全系统基本相似。加速器十五安全运行要求严格遵守职业操作规程，严防误入误照事故的发生。11.2.3加速器屏蔽防护（3）辐射安全系统5.在辐射区应安装辐射监测系统。6.配备适当适量的辐射监测装置，如便携式剂量仪、个人剂量仪、气体检测仪等。加速器安全系统与同位素辐照装置的安全系统基本相似。加速器安全运行要求严格遵守职业操作规程，严防误入误照事故的发生。11.2.3加速器屏蔽防护2.1反应堆保护系统反应堆保护系统是一种保护反应堆免受意外破坏的自动控制系统，又可分为以下几个分系统：反应堆停堆系统、应急冷却系统、安全隔离系统、功率递降系统、降压系统、应急电源、空气过滤系统等。保护系统中主要设备一般包括：各种监测仪表，如监测堆芯中子通量密度（中子注量率）的仪表、测温度仪表、测压力的仪表等；逻辑电路；驱动安全棒的机构；联锁装置；执行机构等。保护系统的工作原理：当监测仪表发现有发生意外事故的可能时，如发现堆芯中子通量密度过高，或外电源断电时，这些信号立即传递给逻辑电路进行判断处理，如果需要停堆时，则立即启动安全棒。快速插入堆芯，或采取其他措施，以达到停堆目的。11.2.4反应堆的防护2.1反应堆保护系统保护系统除了要求它的监测仪表灵敏稳定、逻辑电路判断正确、执行机构动作匀迅速以外，特别要强调保护系统的工作可靠性。绝不允许由于设备出故障而使反应堆处于无保护状态。为此，在设计安装中要有这些原则:(1)故障安全原则，如果某设备发生故障，其后果是趋向安全的。(2)多重原则，即一套装置失灵，另一套装置还可起作用。(3)符合原则，这是为了避免由于设备误动作而引起的不必要停堆。如果只有一台监测仪表发出事故信号，并不停堆，因为这个信号可能是假的。只有当两台以上检测仪表同时发出信号时，才立即停堆。根据上述原则，反应堆保护系统中常见的三取二电路，就是同时满足上述（2）（3）两条原则的一个例子，即三台监测仪表中只要有任何两台仪表同时发出事故信号，就停堆，只有一台仪表发出信号时，则不停堆，但要报警。11.2.4反应堆的防护2.2反应堆屏蔽概述1.屏蔽设计的基本要素（1）辐射安全基本安全规定（容许照射水平、安全准则和标准、各种服务房间的分区和类别）；核电站及邻近的其他辐射源的辐射类型表。（2）辐射源的特性：视源和屏蔽目的可供选择的有比活度、γ当量、光子或中子强度或通量密度、辐射的有效能谱；（3）源的物理化学性质：化学成分、密度；（4）源内活度分布特性资料；（5）源的几何参数（大小和形状），可能存在的屏蔽辐射的金属壁或其他覆盖物，源至受体的距离，防护屏蔽相对于源的位置（垂直或倾斜）；（6）屏蔽材料的特性，它的结构形式（平板状、环状、仿形式、可拆卸式、阴影式），关于可能的屏蔽覆面资料；11.2.4反应