外照射及其防护

外照射及其防护第一页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.概述第二页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.1外照射的概念外照射——

辐射源在人体外对人体形成的照射第三页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源核电厂的反应堆是一个巨大的放射源，在核燃料裂变时会产生中子和γ辐射，裂变反应产生的裂变产物和活化反应产生的活化产物衰变时也会产生、和γ辐射。一个运行中的1000MW的反应堆含有约2×108TBq（～5000MCi）的放射性物质。第四页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源γ外照射的来源γ外照射是核电厂主要的辐射照射方式。由于核电站反应堆堆芯内进行的裂变反应和活化反应使得核岛厂房的某些系统、设备和废物带有放射性，成为γ外照射的辐射源。第五页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源U裂变时产生的γ射线。U在裂变过程中瞬时放出的γ射线，总能量约为8MeV，除低能γ光子外，主要是能量为2—3MeV的γ光子，是反应堆屏蔽中需考虑的重要一次γ源。注意：只有堆运行时，才有裂变直接产生的γ射线。第六页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源裂变产物衰变放出的γ射线。每个铀核裂变后分裂成两个碎片，这些碎片实际是中等质量核，共有裂变产物300多种，这些裂变产物多数都是不稳定的，还要进行几次衰变才能变成稳定核。在衰变时会放出γ射线。这些γ射线的的总能量约7MeV，主要是能量为1MeV的γ光子。它们对正常运行的反应堆屏蔽来说是不重要的。但当燃料元件的包壳发生破损时，裂变产物就会泄漏到冷却剂或周围空气中，从而影响设备间的屏蔽防护或运行维修操作。甚至会使周围大气受到放射性污染。注意：只有堆运行时才会产生裂变产物，但无论堆运行或堆停闭时都有裂变产物衰变放出的γ射线。第七页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源活化产物衰变时会放出的γ射线反应堆在运行期间，堆内的结构材料、冷却剂本身以及冷却剂中携带的杂质和腐蚀产物由于受中子辐照，某些稳定核素的原子会变成放射性核素的原子，这些放射性核素通常被称为活化产物。活化产物主要包括冷却剂活化产物和活化腐蚀产物。注意：只有堆运行时才会产生活化产物，但无论堆运行或堆停闭时都有活化产物衰变放出的γ射线。第八页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源中子外照射的来源核燃料U一次裂变大约平均放出2.5个快中子。对于一个900MW的压水堆，其瞬发裂变中子的强度约为2.0×1020中子/秒。裂变中子是核电厂主要的中子来源，它有两个特点：一是裂变中子只产生于堆运行时；二是裂变中子的产生只限于反应堆堆芯内。从堆芯泄漏出来的裂变中子，通过生物屏蔽层已受到不同程度的减速，所以反应堆厂房内各种能量的中子都会有。第九页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源核电厂外照射来源小结：在堆运行时外照射来源主要是裂变中子、裂变射线、裂变产物衰变产生的射线和活化产物衰变产生的射线。而堆停运时，裂变中子和裂变射线就不再产生了，只有裂变产物衰变产生的射线和活化产物衰变产生的射线。第十页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源第十一页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.2核电厂外照射的来源从根本上讲，核电站的放射性来源于裂变和活化。裂变产物虽然是最大的来源，但它被包容在第一道屏障内，对工作人员的照射是有限的，仅占员工年集体剂量的10%左右。而活化产物会从一回路系统转移到其它的相关系统中去，它的大部分被化容控制系统（RCV）和废液处理系统（TEU）去除，其小部分仍将沉积或吸附在一些系统和设备的内表面，或者排入环境。活化产物对员工的照射剂量约占年集体剂量的90%左右。第十二页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1.3外照射作用的特点外照射是指电离辐射源存在于机体之外，由其所发生的射线从外部对机体产生的照射的一种方式。受照射累积剂量与放射源的活度和照射时间成正比，外照射剂量的大小与工作环境剂量率和受照时间成正比，即：剂量=剂量率时间与照射距离平方成反比，当接近放射源时就会受到照射，离开放射源时就不受照射或减少照射，用屏蔽物阻挡能避免或减少照射。外照射的防护主要是防止穿透能力大的、、射线及中子等。第十三页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.外照射的监测外照射的监测主要有两个方面：一是现场环境剂量率的监测；二是外照射个人剂量的监测。第十四页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.1工作现场环境剂量率监测在核电站的生产活动中，控制区内的工作人员可能受到不同程度的辐射照射，工作现场剂量率监测的目的之一在于查明工作现场的辐射水平，以便必要时采取适当的防护措施，使工作现场达到并维持辐射安全的工作条件。第十五页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.1工作现场环境剂量率监测γ剂量率的监测在大亚湾核电站有多种测量γ剂量率的仪表，最常用的测量γ剂量率的仪表是TOTAL860，本课程要求进入控制区的工作人员都会使用TOTAL860。根据工作需要，工作人员可以从辐射防护现场值班室（L215）借用这种仪表。第十六页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.1工作现场环境剂量率监测图6.1TOTAL860的外形（正面）第十七页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.1工作现场环境剂量率监测TOTAL860是一种操作十分简便的仪表，使用时要注意下列事项：TOTAL860只有一个按键，按一下就开机，再按一下就关机。如果忘记关机，开机后5分钟就自动关机。如工作时仪表电池电压不足时，显示屏上电池符号将闪烁，此时必须更新电池后才能测出正确的数据。第十八页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.1工作现场环境剂量率监测一定要看清楚测量时显示的单位。TOTAL860的测量范围是1Sv/h~999.9mSv/h。因为TOTAL860表内有两个计数管，一个量程低，单位为Sv/h；一个量程高，单位为mSv/h两个计数管将根据环境辐射水平的大小自动切换。辐射水平低时，低量程计数管工作，显示1~999Sv/h；辐射水平高时，高量程计数管工作，显示1.0~999.9mSv/h。测量单位看错将造成1000倍的误差。第十九页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.1工作现场环境剂量率监测中子剂量率的监测除大量的γ剂量率仪TOTAL860供工作人员借用外，辐射防护现场值班室还配备有两台中子剂量率监测仪，供辐射防护工作人员在带功率条件下进入反应堆厂房时，进行现场中子剂量率的监测。第二十页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.2个人外照射剂量的监测大亚湾核电站对个人外照射剂量的监测主要使用两种个人剂量计，一是直读式电子个人剂量计DM91；另一是热释光个人剂量计TLD。个人剂量计由辐射防护科剂量计收发室（位于控制区出入口）统一保管，工作人员进入控制区时领用，离开控制区时交还。第二十一页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.2个人外照射剂量的监测DM91的功能和使用DM91是控制区进出监测系统（KZC）的基本部件，它用于人员进出控制区一次所受γ射线外照射剂量的测量和记录。第二十二页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.2个人外照射剂量的监测图6.2DM91的外形第二十三页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.2个人外照射剂量的监测使用DM91时,要注意下列事项：DM91有两种状态：在控制区外是备用状态，显示“PAUSE”；在控制区内是工作状态，初始显示“0.00mSv”。两种状态的转变和剂量信息的传输都是通过控制区出入口的剂量计读数器来进行的。DM91设有声光报警信号，当剂量当量每累积1µSv时，则声光报警一次，因此，根据声光报警的频率可大致估算出工作现场的环境剂量率。如大约3秒钟声光报警一次，则第二十四页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.2个人外照射剂量的监测环境γ剂量率约为：１Sv/3秒＝1200Sv/小时＝1.2mSv/hDM91应按规定佩戴在连体服左胸的口袋里，卡子钩在带上，并扣上钮扣，以免滑落。使用DM91的工作人员受照剂量的调查水平为1mSv（一天），干预水平为2mSv（一天）。如果将在电磁干扰较强的场所工作，应主动申明领用加强型的DM91，以避免电磁波对剂量数据的影响。第二十五页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.2个人外照射剂量的监测TLD的功能和使用TLD是给辐射工作人员配备的月度剂量计，它用于人员在控制区内工作一个月所受的γ射线外照射剂量的测量和记录。使用TLD时,要注意下列事项：TLD每月更换一次，由辐射防护科剂量计收发室统一保管，集中存放，在存放处同时放置一定数量的TLD剂量计，作为记录本底之用。第二十六页，共七十一页，编辑于2023年，星期二2.2个人外照射剂量的监测TLD亦应佩戴在工作人员的左胸，与DM91同一位置。TLD有姓名的一面为正面，佩戴时应正面向外。TLD由辐射防护科每月定期测读，测读结果将记入工作人员的个人剂量档案。使用TLD的工作人员受照剂量的调查水平为4mSv（一月），干预水平为7mSv（一月）。如果是在有中子照射的场所（如带功率时的反应堆厂房）工作，工作人员应佩戴特种TLD剂量计，这种剂量计既可测量γ外照射剂量又可测量中子外照射剂量。第二十七页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３外照射防护第二十八页，共七十一页，编辑于2023年，星期二外照射的防护就是采用一定的方法减小人员可能受到的外照射剂量。根据公式：剂量＝剂量率×时间想办法减小工作场所剂量率和（或）减少受照时间都能有效地减小外照射剂量。根据外照射作用的特点，人们在实践中研究出一套降低外照射剂量的科学方法，防护方法有时间防护法、距离防护法、屏蔽防护法和源项控制法。第二十九页，共七十一页，编辑于2023年，星期二时间防护法——尽量减少辐射源对人体的照射时间，以减少受照剂量。在工作场所剂量率不变的条件下，受照剂量与受照时间成正比，因此想方设法减少工作时间是减少受照剂量的有效方法。一般说来，可以从下述几个方面来减少受照时间：1）时间防护（timeprotection)第三十页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1）时间防护做好准备工作做好一切可能做到的准备工作，进入工作现场后就能立即开展工作，顺利地完成任务，避免在放射性控制区内无谓的等待和滞留。准备主要应包括工作文件（规程、图纸、工作票等）的准备，工具、器材的准备和防护用品的准备。另外，还应安排专人进行工作现场的准备，保证现场照明、通风和隔离等满足安全的要求。第三十一页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1）时间防护剂量分担必要时，可采用“剂量分担”的方式。“剂量分担”就是对于某些集体受照剂量可能较高的操作（如蒸发器检修等）可以采用多人（组）轮换操作的方式，这样每人（组）工作的时间就少一些，相应受照剂量就少一些。第三十二页，共七十一页，编辑于2023年，星期二1）时间防护加强培训和操练就工作人员个人而言，应提高技巧，熟练操作，缩短工作时间。对于难度较大的操作，应事先组织培训，进行模拟练习，达到熟练自如的程度。熟能生巧，事半功倍，花费时间自然就少。第三十三页，共七十一页，编辑于2023年，星期二距离防护法——尽量增加人体与辐射源之间的距离，以减小人体受照的剂量。２）距离防护（distanceprotection)

第三十四页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护点状源的辐射场研究一个点状源，它向各个方向均匀地发出辐射。对于点源来说，某点的剂量率与该点到源的距离的平方成反比。平方反比规律可以写成：H’∝1/R2式中，Ｈ’为点源外某点的剂量率；Ｒ为该点到源的距离。第三十五页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护点状源在周围空间所产生的剂量率与距离平方成反比，当距离增大一倍时，照射量可减少至原来的1/4。因此，在不影响工作的前提下，应尽可能远离辐射源。在实际工作中常采用长柄工具，机械手等。第三十六页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护对于点源外不同的两点，平方反比规律也可写成：H1’/H2’=R22/R12或H1’٠R12=H2’

٠R22

式中，H1’、H2’分别为点１、点２处的剂量率；R12、R22分别为点１、点２处到源距离的平方。根据上述公式，已知4个量中的3个量，则可求出另1个量。第三十七页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护例题１：距离一个γ点源3米处的剂量率为100Sv/h，问距源１米处的剂量率有多大？解：按公式H1’

٠

R12=H2’

٠

R22因为100×32=H2’×12所以H2’

=100×32=900(Sv/h)答：距源１米处的剂量率为900Sv/h。第三十八页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护例题2：Ａ点距γ点源1.5米，剂量率为200Sv/h，如Ｂ点处剂量率为50Sv/h，问Ｂ点距该点源多远？解：按公式HA’

٠RA2=HB’

٠RB2因为200×1.52=50×RB2RB2=(200×1.52)÷50=4×1.52=（2×1.5）2所以RB=2×1.5=3（米）答：B点距该γ点源3米远。第三十九页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护简言之，对于一个特定的点源，某点距源的距离是另一点距源的距离的n倍，则该点的剂量率是另一点剂量率的1/n2。第四十页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护非点状源的辐射场需要注意的是，平方反比规律仅仅适用于点状源，而在实际的工作场所，几乎所有的辐射源都不是点源，因此不能完全照搬这一规律。对于非点状源，当离源的距离为源的线度10倍以上时，可以将这辐射源近似地当成点源来对待。总之，从距离防护的观点出发，无论什么形状的辐射源，通常离源远一点，剂量率就会小一些。第四十一页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护距离防护的应用在实际的生产活动中，可以利用长柄工具、机械手或远距离控制装置等以尽量增加人与辐射源之间的距离；或操作时应选择合适的工作位置，尽量远离“热点”等，以减小工作处的剂量率，从而减少受照剂量。第四十二页，共七十一页，编辑于2023年，星期二２）距离防护图6.3应用距离防护的一个例子第四十三页，共七十一页，编辑于2023年，星期二射线穿过物质，与物质相互作用，射线将被减弱或吸收。在时间、距离防护不能使剂量降低到剂量限值的要求，为此，必须在人体与放射源之间设置屏蔽物，以减少受照剂量。根据需要屏蔽物可设置为固定屏蔽物和活动屏蔽物３）屏蔽防护（shieldingprotection)第四十四页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护屏蔽防护法，就是在人与辐射源之间设置屏蔽物以减小人员处的剂量率，从而减少人体受照剂量。第四十五页，共七十一页，编辑于2023年，星期二射线的屏蔽防护

射线与物质相互作用可产生电离、激发、轫致辐射和散射。当射线能量较高时，屏蔽物的有效原子序数较大时，轫致辐射的产生几率增大。因此，在屏蔽射线时，必须首先选用低原子序数的物质，如有机玻璃、塑料和铝等，以减少轫致辐射。外层再加较高原子序数的物质。３）屏蔽防护第四十六页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护β射线比α射线具有更大的穿透能力。同γ射线和中子相比，β射线或电子的穿透能力很差，屏蔽β射线很容易，只要屏蔽材料厚度大于β射线的最大射程就能阻挡全部β射线。通常只要几mm厚的铝板就足以屏蔽β射线。核裂变“碎片”绝大部分放出β射线。β射线的外照射防护比较简单，然而却不能忽视。它容易被组织表皮吸收，引起组织表皮的辐射损伤。射线的屏蔽防护第四十七页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护前面所讨论的外照射防护的一般方法同样适用于对β射线的防护。对β射线的屏蔽，一要屏蔽β射线本身，二要考虑对β射线产生的轫致辐射的屏蔽；轫致辐射的强度与β射线的能量、屏蔽材料的有效原子序数成正比。所以，屏蔽β射线时应采用诸如塑料、有机玻璃等各种低原子序数的材料。防护β射线时必须考虑两层屏蔽：第一层用低原子序数的材料做成，以减少屏蔽轫致辐射的产生；第二层用高原子序数的材料做成，用于屏蔽轫致辐射。射线的屏蔽防护——β射线防护时必须考虑两层屏蔽第四十八页，共七十一页，编辑于2023年，星期二

Ｘ、射线的屏蔽防护

由于其穿透能力强，可选用原子序数较高、密度较大的物质，如铅、铁、钢等；作为建筑材料可选用水泥、砖、砂石等并应有足够厚度。３）屏蔽防护第四十九页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护实际用于γ射线的屏蔽材料主要有铅、铁、混凝土。屏蔽γ射线的半值厚度∆1/2表示窄束γ射线经过这个厚度材料的屏蔽，其照射量率降低为没有屏蔽时一半，与线吸收系数的关系式中，∆1/2为半值厚度。根据屏蔽材料的不同性质各用于不同场合。混凝土往往用来做固定屏蔽体，既起屏蔽作用又同时作为建筑，例如辐照设备的屏蔽墙。γ射线的防护第五十页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护为了提高它的屏蔽性能，必要时可用铸铁块或铁矿石作骨料。铅为γ射线的屏蔽效果最好，但结构性能差，容易形变，而且价格较高，适宜于做活动屏蔽体。对强γ辐照源贮存井，往往利用水作为屏蔽材料。γ射线的防护第五十一页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护屏蔽物的半厚度所需用屏蔽物的厚度，应根据不同情况，如辐射类型、辐射强度、防护水平等通过计算确定。在实际的防护中，有经验的工作人员可以凭半厚度的经验数据确定γ射线屏蔽材料的厚度。半厚度——指某种屏蔽材料将入射的γ射线强度减弱一半的厚度。半厚度与γ射线能量有关。半厚度亦被称为半减弱层。简言之，γ射线经过ｎ个半厚度的屏蔽层后，其强度将减弱到原来强度的1/2n。第五十二页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护第五十三页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护例题１：欲使60Co点源外某点的剂量率由800Sv/h减弱至100Sv/，问需多厚的铅屏蔽层（铅对Co60的半厚度为13mm）？解：因为γ射线需减弱800÷100＝8＝23(倍）所以铅层需３个半厚度，厚度为13×3＝39(mm)答：需39mm厚的铅层，可将该点的剂量率从800Sv/h降至100Sv/h。第五十四页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护例题2：一点状γ源外4米处剂量率为200Sv/h，欲使1米处工作人员半小时所受剂量不超过100Sv，问须设至少多厚的铅屏蔽层（铅的半厚度为13mm）？解：１米处的剂量率为：200×（4÷1）2＝3200（Sv/h）屏蔽后,如要满足条件，则１米处的剂量率应为：100Sv÷0.5h＝200Sv/h因为屏蔽后剂量率的减弱倍数为：3200÷200＝16＝24所以铅屏蔽层厚度至少为4个半厚度：13×4＝52(mm)答：所设铅屏蔽至少应厚52mm。第五十五页，共七十一页，编辑于2023年，星期二中子辐射的屏蔽防护

中子与物质相互作用分两阶段，第一段是快中子穿过物质时减速；第二段是已减速的低能中子被物质吸收。因此，用含氢多的物质（水、石蜡等）将中子慢化；然后用吸收截面大的物质将其吸收，最合适的物质是锂和硼。常将硼和石蜡均匀混合作为中子屏蔽材料。３）屏蔽防护第五十六页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护第五十七页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护屏蔽物的形式根据不同的防护要求，射线屏蔽物可分为固定式和移动式两种：固定式屏蔽物，如墙壁、楼板、防护门、迷宫、充水的容器（管道、水箱等）和铅玻璃观察窗等。移动式屏蔽物，如各种包装容器（铅罐、水泥桶等）、铅砖、铅背心、铅围裙和铅玻璃防护眼镜等。第五十八页，共七十一页，编辑于2023年，星期二第五十九页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护第六十页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护核电厂的辐射屏蔽：在核电厂中，按照放射性的来源和所处的部位可以设置不同的屏蔽。核电厂的屏蔽系统一般可分为四类：为减弱堆芯辐射而设置的屏蔽称为一次屏蔽；为防止冷却剂本身所含核素的活化产物的衰变γ射线，在主回路设备周围设置的屏蔽称为二次屏蔽；在三废处理等辅助系统设备间所设置的屏蔽称辅助系统屏蔽；为核燃料元件装卸、运输、贮存所设置的屏蔽称工艺运输屏蔽。第六十一页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护一次屏蔽：一次屏蔽有围板、反射层、吊蓝、热屏蔽或中子屏蔽垫(目前设计已趋向于取消）、压力容器及压力容器周围的生物屏蔽等组成。作用：减弱来自堆芯的辐射，使一次屏蔽的外表面剂量水平与一回路中放射出来的γ射线剂量水平相当；在核电厂的整个寿期内，限制中子队一回路主设备的活化；降低堆芯中裂变产物的衰变γ辐射强度，以使停堆后可对一回路设备进行检修。第六十二页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护在核电厂中，压力容器以外的生物屏蔽材料一般采用混凝土，屏蔽层的厚度必需通过中子屏蔽和γ射线屏蔽的设计计算确定。由于混凝土导热性能差，为防止因辐射发热而引起过量的温升和热应力，使混凝土屏蔽层脱水或产生裂缝，有时还必须在屏蔽层内设置专门的冷却系统。第六十三页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护二次屏蔽（生物屏蔽层）二次屏蔽是普通钢筋混凝土结构。包围着一回路系统的蒸汽发生器、主泵、稳压器等设备。作用：防护来自主冷却剂的辐射，并作为一次屏蔽的补充，继续减弱从一次屏蔽中泄漏出来的中子和γ辐射。第六十四页，共七十一页，编辑于2023年，星期二３）屏蔽防护对压水堆核电厂，主冷却剂中的辐射源主要由16N、裂变产物、腐蚀产物三部分组成。其中