核安全与辐射防护

夏晓彬TMSR技术总体组技术安全技术部中国科学院上海应用物理研究所2014-11-13

嘉定“核科学知识系列讲座”(岗位培训)--核安全与辐射防护--第一部分：核安全基础知识第二部分：辐射防护基础知识第三部分：核与辐射安全法规内容提要第一部分：核安全基础知识第二部分：辐射防护基础知识第三部分：核与辐射安全法规内容提要核安全的概念广义的核安全：是指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，目前包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散狭义的核安全：是指在核设施的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害的所采取的技术和组织上的措施的综合。该措施包括：确保核设施的正常运行，预防事故的发生，限制可能的事故后果反应堆的发展历程熔盐堆U+

n→

Ba+

Kr+3

n+200MeVU+

n→

Xe+

Sr+2

n+200MeV核裂变反应1

141

92

10

56

36

0235

92

1

139

95

10

54

38

0235

92反应堆/核电厂的基本构成

(例子)反应堆/核电厂的危险因素和可能的危害

核裂变反应

功率徒升的可能强放射性

辐射损伤高温/高压

熔化、喷放和化学腐蚀剩余反应性潜在的能量来源衰变热停堆后继续过热的可能事故工况

不可控放射性核素释放的可能放射性废物环境污染的可能核安全范围核安全法规核安全文化核安全监管辐射防护废物管理安全设计安全分析事故应急及响应国际共识的核安全总原则

•

安全目标•

纵深防御•

安全文化今天不展开讲

核安全文化核安全目标构成

总安全目标（预防、保护、缓解）辐射防护

目标概率安全

目标技术安全

目标有关国家和机构的定量安全目标国家（机构）

IAEA堆芯损坏频率

（次/堆·年）

10-5大量放射性释放概率

（次/堆·年）

10-610-510-510-610-6美国法国英国EPR10-410-510-510-610-610-710-61.旧堆&新堆不一

URD

2.AP1000例外

EUR我国的安全目标变化历程1991年，国家核安全局颁发的

《核电厂设计安全规定

》HAF102

，其中对安全目标的定义了三种表达形式2002年8月，国家核安全局颁发了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》，其中对安全目标的定义进行了修正,有四种表达形式2004年4月，国家核安全局颁发了新版

《核动力厂设计安全规定

》HAF102

，对安全目标的定义了三种表达形式每堆年发生严重采取一切合理可行的堆芯损伤事件的措施防止核动力厂事故，频率低于10-5该核动力厂任何计的频率低于10-6尽可能小且低于规定限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概我国核安全目标总目标建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害后果。一旦发生事故时减轻其率极低保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于且合理可行尽量低；保证减轻任何事故的放射性后果辐射防护目标

技术安全目标

概率安全目标划排放放射性物质

后果；对设计考虑的所

每堆年需要场外引起的辐射照射保

有可能事故，以高可信

早期响应的大量持低于规定限值并

度保证任何放射性后果

放射性释放事件对应安全目标的反应堆/核电厂的安全保障核安全管理

制度

许可证制度

核安全审查

核安全监督核安全设计

纵深防御

单一故障准则核安全文化安全目标安全标准核安全政策法规独立核安全监管部门安全监督管理程序安全设计原则安全意识和安全行为保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放；预防故障和事故的发生；限制发生的故障和事故的后果纵

深

防

御出

发

点••••设计总是有瑕疵的设备有时会有故障操作员偶尔会出错保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使得它们不增加事故危害的风险应

用•

（第一层次）

提供多层次的

设备和规程•

（第二层次）

反应堆/核电厂

设置多道放射

性的实体屏障原

则•

必须贯彻于安全有

关的全部活动，包

括与组织、设计和

人员行为有关的方

面，以保证这些活

动均置于重叠措施

的防御之下•

即使有一种防御失

效，亦将得到补偿或纠正操作员偶尔也会出错纵深防御目标和基本措施（IAEA）防御等级第一级第二级第三级第四级第五级

防御目标预防非正常运行和失效非正常运行的控制和失效探测将事故控制在设计基准以内控制严重的状态，包括预防事故发展和缓解严重事故后果缓解放射性物质大量释放的后果

基本措施保守设计和高质量的建造和运行控制，限制和保护系统以及其它监督机制工程安全措施和应急规程补充措施和事故管理厂外应急响应事故预防\事故缓解\事故管理事故预防事故缓解

•

纵深防御措施的延伸

•

事故管理可靠的结构、设备、

•

缓解措施范围

•

确保组织的安

系统和运行过程；

高安全文化素质的

•

场外干预措施

工作人员；选选、

设计、运行和管理

在严格的技术和管

理控制下，能够保

持所有放射性释放事故管理任何情况下反应堆/核电厂的安全对策

•

有效控制反应性•

确保堆芯冷却•

包容放射性产物有效控制反应性•

燃料消耗、裂变产物累积、功率变化•

控制类型：紧急停堆、功率控制、补偿控制•

控制方式：控制棒、可燃毒物、可溶毒物确保堆芯冷却（压水堆例子）正常运行

一回路冷却剂在流

过反应堆堆芯时受

热，而在蒸汽发生

器内被冷却

蒸汽发生器的二回

路侧由正常的主给

水系统或辅助给水

系统供应给水

甩负荷时，蒸汽通

过蒸汽旁路系统排

放到凝汽器或排向

大气

事故工况

辅助给水系统，蒸汽

由蒸汽旁路系统排向

大气

一回路温度、压力下

降到一定值时，由余

热排出系统加以冷却

蒸汽管道破口时，安

注系统向堆芯注入含

硼水

一回路系统出现破口

时，安注系统和安全

壳喷淋系统

反应堆停闭

蒸汽发生器或

余热排出系统

继续导出堆芯

余热。注意：TMSR与压水堆

的情况不同；

下一讲会讲述

熔盐堆的情况包容放射性产物•

隔离包容•

确保屏障有效性和完整性•

气体液体的扩散和排放控制核安全的管理与监督机构国际原子能机构（IAEA）提供安全的、保险的和和平的使用核科学与核技术各国设立专门的部门来监督和控制核安全中国核安全的管理与监督机构国家原子能委员会（CAEA）国家核安全局国家环保部国防科工局（军用）国家核安全局的职责负责核安全和辐射安全的监督管理。拟定核安全、辐射安全、电磁辐射、辐射环境保护、核与辐射事故应急有关的政策、规划、法律、行政法规、部门规章、制度、标准和规范，并组织实施。负责核设施核安全、辐射安全及辐射环境保护工作的统一监督管理。负责核安全设备的许可、设计、制造、安装和无损检验活动的监督管理，负责进口核安全设备的安全检验。负责核材料管制与实物保护的监督管理。负责核技术利用项目、铀（钍）矿和伴生放射性矿的辐射安全和辐射环境保护工作的监督管理。负责辐射防护工作国家核安全局的职责（续）负责放射性废物处理、处置的安全和辐射环境保护工作的监督管理。负责放射性污染防治的监督检查负责放射性物品运输安全的监督管理负责输变电设施及线路、信号台站等电磁辐射装置和电磁辐射环境的监督管理负责部核与辐射应急响应和调查处理。参与核与辐射恐怖事件的防范与处置工作负责反应堆操纵人员、核设备特种工艺人员等人员资质管理组织开展辐射环境监测和核设施、重点辐射源的监督性监测负责核与辐射安全相关国际公约的国内履约。指导核与辐射安全监督站相关业务工作。第一部分：核安全基础知识第二部分：辐射防护基础知识第三部分：核与辐射安全法规内容提要辐射种类电磁波频谱电磁辐射紫外线、红外线、微波电离辐射（通常也称核辐射）具有一定能量运动的粒子、原子核、光子,

具有电离能力放射性的发现1896年，贝克勒尔发现放射性1898年，皮埃尔·居里和玛丽·居里先后发现了钋、镭1899年，卢瑟福发现了α、

β射线1900年，维拉尔发现了γ射线1911年，卢瑟福发现质子1930-1932年，查德威克等发现中子原子、原子核与放射性2014/11/21射线种类直接电离辐射α、β、e、p、重离子间接电离辐射

x、

γ、n

、μ等带电粒子与物质相互作用电离激发光电效应康普顿效应电子对效应核反应电离辐射的应用同位素应用烟雾报警器；厚度仪；液位计；放免；肿瘤治疗；灭菌；品种改良；除虫反应堆发电；生产同位素；科研射线装置肿瘤治疗；工业辐照；探伤；科研

（如：上海光源）天然辐射•宇宙射线•存在于地球上的天然放射性核素：宇生核素：H-3;

C-14;

Be-7;

Na-22原生核素：三大放射系+钾40U-238；Th-232；U-235

天然辐射照射水平宇宙射线

0.4mSv/a大地空气食物0.5mSv/a1.2mSv/a0.3mSv/a----------------------------------合计2.4mSv/a人工辐射核军事核能利用核技术应用人为活动使得天然辐射照射增加航空核工业燃煤建材成分的改变煤渣、粉煤灰的再利用天然石采的利用食物/饮水11%

氡42%核工业1%

建筑物/

土壤18%医疗诊断14%

宇宙射线14%

辐射源*天然辐射源占85%相对生物效应（relative

biological

effectiveness,

RBE)定义：引起同等程度某种生物效应所需的参比射线的吸收剂量于该种辐射吸收剂量的比值。（产生某效应所需的参比射线的吸收剂量）RBE=（产生相同效应所需的实验射线的吸收剂量）传能线密度（linear

energy

transfer,

LET):穿行径迹上的电离密度电离辐射的危害辐射效应的发生概率、后果与剂量的关系确定性效应：有剂量阈值，即达到或超过某一剂量数值后才会发生，在剂量阈值之下不会发生；确定性效应的严重程度与辐射剂量大小有关随机效应:生物效应的发生没有剂量阈值，只要受到照射就有发生的可能，发生的概率与剂量大小有关，而严重程度与剂量大小无关日常生活实践中的公众照射水平

实践活动

看电视2小时

夜光表

乘飞机2000km

眼镜

家用天然气吸烟（20支/天）

诊断X射线

CT全身

火电

核电

核设施

剂量水平

<0.01mSv/a

0.02mSv/a

0.005mSv/h

0.01-0.04mSv/h

0.06-0.09mSv/h

0.5-1.0mSv/h

0.3mSv/a

8.6mSv/次

0.005mSv/a0.001-0.02mSv/a

0.001-0.2mSv/a世界医用X射线检查所致公众有效剂量

检查部位

胸部X摄影

胸部X透影

腰

椎

胸

椎骨盘和腹部

上胃肠道

下胃肠道

尿路造影

CT全身

血管造影

介入治疗单次检查所致剂量（mSv）

0.14

1.1

1.8

1.4

0.83

3.7

6.4

3.7

8.6

（*上海市10.53）

12

20世界高本底地区的天然辐射水平地点天然本底辐射水平

mGy/a

印度Kerrala邦

伊朗Ramsar市巴西Espirito

Santo

中国广东阳江地区

中国福建鬼头山区

28

6

（360）

0.9-35

63.8

（120）

人与放射性放射性物理过程直接作用间接作用生物化学过程

细胞功能障碍组织/器官功能障碍

个体效应

安全对策安全操作防护措施测量法律法规核物

理

放射化学放射生物学社

管会

学

理

学重要辐射防护基本量

放射性活度（activity,

A)

定义：放射性核素在单位时间(dt)内

发生核衰变的数目(dN)

A=dN/dt单位：SI:

Becquerel(Bq)1Bq=1s-1专用单位：居里

1Ci=3.7×1010Bq

1mCi=10-3Ci=3.7

×107Bq

1μCi=

10-3mCi=10-6Ci比放射性活度定义：单位质量或体积中放射性核素的放射性活度。单位：

Bq/kg;

Bq/m3;

Bq/l放射性活度与质量的关系：A=λ×N=

0.693/T1/2×[(Q/M)

×NA]Q:以克为单位的质量（g)M:

摩尔质量NA:阿伏伽德罗常数=6.02×1023mol

照射量（exposure,

X)定义：光子(γ,χ-ray)在单位质量(dm)空气中释放出来的所

有正负电子被阻止在空气中时，产生的同一符号

的离子的总电荷量(dQ)。单位：SI:

Ckg-1;

曾用单位：伦琴，R

1R=2.58×10-4Ckg-1dQdmX

=RΓ：照射量率常数:

取决于自身的衰变特性（光子的数目和能量），恒等于A=1mCi,R=1m处的照射量率。可查表得出。

照射量率与放射性活度的关系对于点源：A×Γ

2

•X

=吸收剂量（absorbed

dose,

D)⑴定义和单位：授予单位物质(dm)（或被单位物质吸收）的任何致电离辐射的平均能量（dE)。单位：

J/kg

;1

J/kg

=1Gy;1Gy=100rad

dEdmD

=吸收剂量（absorbed

dose,

D)⑵吸收剂量率单位时间(dt)内吸收剂量的增量(dD)。空气中：1R→8.73×10-3Gy某组织中：Dtissue=fm

×X(fm

转换因子；×10-3Gy/R）Eγ＞0.2MeV以后：Dtissue=9.6×10-3×X(Gy)⑶吸收剂量与照射量的关系单位：

R

J/kg专用名称：Sievert,

Sv

当量剂量（equivalent

dose,

HT)定义：组织或器官的当量剂量是此组织或器官的

平均吸收剂量与辐射权重因子的乘积。

HT

=∑DT,R

×WR辐射权重因子(Radiation

weighting

factor,

WR)数值上：依据辐射在低剂量率时诱发随机效应的相对生物效应值选取的。性质：表征射线种类，能量与生物效应关系。旧名称：辐射品质因子（Q）详细数据参见

ICRP

Pub.103

有效剂量（effective

dose,

HE)定义：各组织或器官的当量剂量（HT）与相应的

组织权重因子（WT）的乘积的总和。

T意义：评价随机效应的危险度，使辐射防

护走向定量化。×

HT∑WTHE

=组织权重因子（tissue

weighting

factor,

WT)定义：

WT代表组织T接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。表征组织或器官的辐射敏感性反应了在全身均匀受照下各该组织或器官对总危害的相对贡献。详细数据参见

ICRP

Pub.103辐射防护与管理辐射防护的基本原则实践的正当化（justificationof

practice）防护的最优化（optimization

of

radiation

protection）剂量限值（dose

limits）辐射防护领域的主要学术组织国际放射防护委员会（ICRP)（International

Commission

on

RadiologicalProtection

)非官方、非营利的国际学术团体,其出版物是各国制定法规的依据和参考；但不具有法规性质国际辐射单位与测量委员会（International

Commission

on

Radiation

Units

andMeasurements,

ICRU)中国辐射防护学会

（Chinese

Society

of

RadiationProtection,

CSRP)

【注：2013年由国家民政部批准升级为一级学会；SINAP是常务理事单位】剂量限值职业照射(放射工作人员)全身20mSv(5年平均，但其中任何一年＜50

mSv);眼晶体150

mSv;其他单个器官或组织500

mSv;孕妇2

mSv/余下妊娠期间内照射＜1/20ALI有计划的特殊照射一次100

mSv公众照射一般公众全身1mSv（特殊情况下，5年均值为1

mSv）;眼晶体15

mSv;皮肤50

mSv剂量限值为内外照射之和，但不包括天然本底照射和医疗照射本所剂量管理目标：5mSv/a外照射防护措施要点距离屏蔽时间内照射防护措施要点稀释弥散去污防护器具集中管理非密封源的安全操作非密封源没用容器密封的液体、粉末、气体放射性同位素容易在空气中飞散或挥发容易造成人体吸入、皮肤/伤口直接侵入、或表面污染后食入的内污染，形成内照射食物中天然放射性造成内照射水平天然核素体内含量(60kg体重计算）

量(mSv/y)内照射剂

占全球天然照射比例K-4040000.17

12.5%（内照20%）2500

520

C-14

Rb-87Pb-210Po-2100.010.12氡&氡子体1.2

50%（内照80%）常用的放射性同位素（1）

衰变能β

18.6keV

β

156keV

β+，EC，

γ511KeV

核素

H-3

C-14

F-18

Fe-55Co-57Co-60

Ni-63Ge-68

Se-75核素名称

氢－3

碳－14

氟－18

铁－55

钴-57

钴-60

镍-63

锗-68

硒-75

半衰期12.33年

5730年109.8分

2.6年271.8天

5.26年100.1年270.8天119.8天

核素

Kr-85

Ru-106(Rh-106)

Cd-109

Cs-137

Pm-147

Gd-153

Re-188

核素名称

氪-85

钌-106（铑-106）

镉-109

铯-137

钷-147

钆-153

铼-188

半衰期3934.4天

368.2天

461.4天

30.17年

2.62年

240.4天

17.7小时

衰变能

γ2.128MeV，155KeV常用的放射性同位素（2）衰变能

核素

Ir-192

Po-210

Ra-226

Pu-238

Pu-

239/BeAm-241

Am-

241/Be

核素名称

铱-192

钋-210

镭-226

钚-238

钚-239/铍

镅－241镅－241/铍

半衰期

73.8天138.4天

1602年

87.7年

24400

年432.2年432.2年常用的放射性同位素（3）

核素Cm-244

Cf-252

P-32

Mo-99

Pd-103

I-125

I-131

Au-198

核素名称

锔-244

锎-252

磷-32

钼-99

钯-103

碘-125碘－131

金-198

半衰期

18.1年

2.64年14.26天

2.7天

17.0天

59.7天

8.04天

2.7天

衰变能

-

-

-

X27.4keV31.4,

γ

35.5

-

-常用的放射性同位素（4）非密封源工作场所的分级级别甲乙丙日等效最大操作量(Bq)

>4×109

2×107~4×109

豁免活度值以上

~2×107极毒组

210Po,

230Th,

231Pa,

232U,

234U,

237Np,

238Pu,

239Pu,241Am,

243Cm,

252Cf高毒组

32Si,

44Ti,

60Fe,

90Sr,

94Nb,

144Ce,

210Pb,

226Ra,

232Pa,238Pa中毒组

22Na,

28Mg,

32P,

35S,

45Ca,

55Fe,

59Fe,

60Co,

63Ni,

65Zn,86Rb,

90Y,

90Nb,99Mo,

124I,

125I,

131I,

137Cs,

141Ce,147Pm,169Yb,

170Tm,

192Ir,

198Au,

203Hg,

204Tl,

232Th,

234Th,235U,

238U,气态：14C,

56Ni,63Ni,

203Hg低毒组

24Na,

40K,

51Cr,

64Cu,

67Ga,

22Na,

28Mg气态：3H,

35S,

85Kr放射性核素毒性组别修正因子放射性核素毒性组别修正因子毒性组别

极毒

高毒

中毒

低毒毒性组别修正因子

10

1

0.1

0.01操作方式操作方式与放射源状态修正因子

放射源状态表面污染

水平较

液体，溶液，

低的固

悬浮液

体表面有污

染

的固体气体，蒸汽，

粉末，压

力很高的

液体，固

体

源的贮存

很简单

的操作

简单操作特别危险的

操作1000

100

10

1100

10

1

0.1

10

1

0.10.01

1

0.1

0.010.001表面类型工作场所的放射性表面污染控制水平

放射性物质放射性物质极毒性其他工作台、设备、

αβ墙壁、

地面工作服、手套、工作鞋控制区1）

监督区

控制区

监督区

44×10-14×10-1

4×10

44×10-14×10

4

4手、皮肤、内衣、工作袜4×10-24×10-24×10-1

1）该区内的高污染子区除外。

表面污染水平可按一定面积上的平均值计算：皮肤和工作服取100cm2，

地面取1000cm2

氚和氚化水的表面污染控制水平，可为表中所列数值的10倍

β粒子最大能量小于0.3MeV的β放射性物质的表面污染控制水平，可为表

中所列数值的5倍非密封源工作场所基本配置实验样品测量室暗室标记实验室操作室同位素源贮藏室样品/废物保管室防护测量仪器仪表室个人防护器材保管室嘉定园区放射性实验室改造中，改造完成后将组织另行专题培训非密封源安全操作流程实验计划进入放射工作区

源分取

实验

污染检查

废物处理退出放射工作区技安部科研处同位素购买同位素保管

更衣/鞋

个人剂量计

污染巡测仪

更衣/鞋应急措施确认个人剂量计记录污染检查

更衣/鞋第一部分：核安全基础知识第二部分：辐射防护基础知识第三部分：核与辐射安全法规内容提要我国的核安全法规体系核安全法规范围目前，中国核安全法规的范围包括：(1)

核动力厂（核电厂、核热电厂、核供热供汽厂等）(2)

其它反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）(3)

核燃料生产、加工、贮存及后处理设施(4)

放射性环境的管理(5)

个人剂量的监测、卫生和健康状况管理(6)

放射性废物的处理和处置设施(7)

核事故应急(8)

核材料的持有、使用、生产、储存、运输和处置现行的核与辐射安全法规状况

国家法律：2+1

行政法规：9

部门规章：27导则：89其它技术文件：多项国家法律中华人民共和国环境保护法(1989)中华人民共和国放射性污染防治法(2003)中华人民共和国职业病防治法（2002）原子能法（待批）：是调整和促进原子能事业发展的

法律文件。它既规定了原子能事业发展的方针政策，

又规定了核安全监督管理的要求

(2016？）国务院行政法规民用核设施安全监督管理条例（1986）核材料管制条例（1987）核电厂事故应急管理条例（1993)核出口管制条例（1997）核两用品及相关技术出口管制条例（1998)放射性同位素与射线装置安全和防护条例（2005）民用核安全设备监督管理条例（2007）放射性物品运输安全管理条例（2009）放射性废物安全管理条例（2011）部门规章（HAF）通用系列规章核动力厂系列规章研究堆系列非堆核燃料循环设施系列放射性废物管理系列核材料管制系列放射性物品运输管理系列放射性同位素与射线装置监督管理系列辐射环境系列两类部门规章实施细则：是根据核安全管理条例，规定具体实施办法的规章，由国家有关部门发布，具有法律约束力《核电厂安全许可证件的申请和颁发》；《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》；《核设施的安全监督》核安全规定：是规定核安全目标和基本安全要求的规章

，由国务院批准，国家有关部门发布，有法律约束力《核电厂设计安全规定》（HAF102）；《民用核承压设备安全监督管理规定》（HAF601）；核安全导则（HAD）–

通用系列规章–

核动力厂系列规章–

研究堆系列–

非堆核燃料循环设施系列–

放射性废物管理系列–

核材料管制系列–

民用核安全设备监督管理系列–

放射性物品运输管理系列研究堆相关规定研究堆设计安全规定（HAF201-1995)研究堆运行安全