压水堆核电厂电离辐射防护大纲编制要求-征求意见稿

3T/CEPPCXXXX—XXXX压水堆核电厂电离辐射防护大纲编制要求本标准规定了压水堆核电厂电离辐射防护要求和方法。本标准适用于出口型压水堆核电厂（正文简称核电厂）电离辐射防护和评价，国内及其它类型核电厂可参考执行。2规范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB27742可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度GB/T16148放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范GBZ128职业性外照射个人监测规范GBZ129职业性内照射个人监测规范NB/T20576压水堆核电厂反应堆压力容器中子注量率分析3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3.1强贯穿辐射stronglypenetratingradiation在一个均匀和单向的辐射场中，对某一给定的人体取向，若皮肤任何一个小面积受到的当量剂量与有效剂量的比值小于10倍，则这种辐射称之为强贯穿辐射。强贯穿辐射一般指中子、能量高于2MeV的电子和能量高于15keV的光子的辐射。3.2弱贯穿辐射weaklypenetratingradiation在一个均匀和单向的辐射场中，对某一给定的人体取向，若皮肤任何一个小面积受到的当量剂量与有效剂量的比值大于10倍，则这种辐射称之为弱贯穿辐射。弱贯穿辐射一般指能量低于2MeV的电子（如低能β+/β-、内转换电子）以及质子、能量低于15keV的光子和α粒子等大质量带电粒子的辐射。3.3剂量目标dosetarget依据辐射防护最优化原则，按照应用一般可划分为剂量设计目标和剂量管理目标，按照目的划分一般包括集体剂量目标和个人剂量目标。个人剂量目标是通过以剂量约束为上界的最优化研究和实践而提出的工作人员年受照剂量的目标。3.4剂量设计目标dosedesigntarget用于核电厂设计阶段对职业照射的集体剂量和个人剂量的分布等进行前瞻性评价。基于核电厂的设计特征，在设计阶段遵照辐射防护最优化原则，通过以剂量约束为上界的最优化研究而提出的工作人员年受照剂量的目标。它不是剂量限值，在有合理理由的情况下可以被超过。实现设计目标本身并不表明设计满足了最优化原则。如果代价是合理的，那么应当将剂量降低到剂量设计目标之下。3.5剂量管理目标dosemanagementtarget4T/CEPPCXXXX—XXXX用于核电厂运营管理中控制职业照射的剂量或在启动计划中的工作之前，对不同操作情景下的集体剂量和个人剂量的分布等进行前瞻性评价。基于核电厂预期制定的剂量约束以及管理方案和辐射防护最优化设计研究成果而确定的，用于通过运营管理和措施优化的手段管控工作人员的受照年剂量不会超过的目标。3.6监测monitoring为评价和控制辐射或放射性物质的照射，对剂量或污染所进行的测量及对测量结果的解释。4电离辐射防护和安全的原则与要求4.1基本原则4.1.1核电厂电离辐射防护和安全总的原则应是基于在不对产生电离辐射危险的设施运行和活动的开展施加不适当限制的情况下保护当今和未来人类与环境免受电离辐射的有害影响。4.1.2核电厂的电离辐射的防护和安全是以在核电厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害的基本安全目标为前提的。为了实现基本安全目标，核电厂电离辐射的防护和安全必须保证在所有运行状态下厂内的辐射照射或由于任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值，且可合理达到的尽量低。同时，还应采取措施减轻任何事故的放射性后果。4.1.3核电厂电离辐射的防护和安全应系统地权衡当代与后代，不应以牺牲后代的合理利益、不正当地增加后代负担和恶化整体后果作为代价来实现当前的目标。4.2辐射防护原则与要求4.2.1实践和行动的正当性4.2.1.1对于一项实践，只有在考虑了历史、社会、经济、环境、总体安全和其他有关因素之后，其对受照个人或社会所带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害时，该实践才是正当的。对于不具有正当性的实践及该实践中的源，不应予以批准。4.2.1.2对于通过改变照射途径的行动而非直接对源施加作用控制照射的情况（应急照射情况和现存照射情况），也应按照上述要求确定其行动的正当性。应急照射情况和现存照射情况下，只要采取防护行动或补救行动是正当的，则应采取这类行动。并且，应急照射情况和现存照射情况下的防护行动和补救行动具有的正当性应以辐射策略中确定的目标的方式进行。任何这类防护行动或补救行动的形式、规模和持续时间均应是最优化的，使在通常的社会和经济情况下，从总体上考虑，能获得最大的净利益。4.2.1.3实践和行动的正当性是基于当前具备的信息和技术条件进行分析和断定的。当出现新的信息和技术条件时，应系统地重新分析和判断实践和行动的正当性。4.2.2剂量限制和潜在照射危险限制4.2.2.1应对个人受到的正常照射加以限制，以保证计划照射情况下实践的综合照射所致的个人总有效剂量和有关器官或组织的总当量剂量不超过国家法规和标准中规定的相应剂量限值。4.2.2.2应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使来自各项实践的所有潜在照射所致的个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一数量级水平。4.2.3防护与安全的最优化4.2.3.1对于来自一项实践中的任一特定源的照射，应使防护与安全最优化，使得在考虑了社会、经济、和环境因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。4.2.3.2防护与安全最优化是一个需要做出定性和定量分析判断的前瞻性迭进的过程。防护与安全最优化的过程，可以从直观的定性分析一直到使用辅助决策技术的定量分析，但均应以某种适当的方法将一切有关因素加以考虑，以实现下列目标：a)相对于主导情况确定出最优化的防护与安全措施，确定这些措施时应考虑可供利用的防护与安全选择以及照射的性质、大小和可能性；5T/CEPPCXXXX—XXXXb)根据最优化的结果制定相应的准则，据以采取预防事故和减轻事故后果的措施，从而限制照射的大小及受照的可能性。4.2.3.3防护与安全的最优化应当贯穿于核电厂全寿期的所有阶段（选址、设计、建造、调试、运行和退役）。4.2.3.4对于辐射防护及最优化工作，应采用系统的方法制定适当的辐射防护大纲，并在整个过程中实施系统化的质量保证大纲。辐射防护大纲应与照射情况的危险的性质和程度相适应。4.2.3.5辐射防护及最优化的前提是总体安全，在辐射防护及最优化工作中应明确辐射照射只是人员可能受到的危险类型之一，降低辐射照射的措施不应增加总的危险。4.2.3.6辐射防护最优化不是剂量最小化，最优化的防护是系统地对辐射危害和保护人员可利用资源进行权衡的评估结果。4.2.3.7在进行辐射防护优化实践中，应充分考虑职业照射和公众照射之间、正常照射和潜在照射之间以及个人剂量与集体剂量之间的平衡，使其均满足设计和管理要求。4.3剂量约束、潜在照射危险约束和参考水平4.3.1剂量约束是在计划照射情况下的最优化过程中引入源相关的对个人剂量的限制，确保最优化过程中不会产生不公平的结果。设计和运行中应考虑减小不同类型工作人员所接受到的职业照射剂量的差别，避免放射性工作区的恶劣工作条件。4.3.2对于核电厂的防护与安全最优化，计划照射情况下对源可能造成的个人剂量应预先确定的一个与源相关的限制，用于对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射和公众照射，此与源相关的个人剂量值被定义为剂量约束，它用于限制最优化过程所考虑的选择范围。4.3.3对可以合理预见的由于偏离计划的操作程序、事件和事故所致的潜在照射的性质、大小和可能性进行预估，该评价值被定义为危险约束。4.3.4对于一项计划照射情况下实践中的任一特定的源，其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管部门对这类源规定或认可的值，并不大于可能导致超过剂量限值和潜在照射危险限值的值。4.3.5对任何可能向环境释放放射性物质的源，剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关实践和源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员（包括其后代）在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。4.3.6核电厂应该采取辐射防护措施，控制运行状态和事故工况期间辐射照射剂量，要求将所有照射都保持在规定限值以内，并且在考虑了社会、经济、环境和总体安全因素之后可合理达到的尽量低。辐射防护最优化原则的应用，一般从一系列防护措施中进行选择，如源项控制、屏蔽、远程操作和将辐射照射时间减至最短的手段等。4.3.7参考水平用于应急照射情况和现存照射情况下的防护和安全最优化。参考水平由政府、监管机构或有关的其他主管部门确定或核准。4.3.8对于应急照射情况和现存照射情况下的职业照射和公众照射，参考水平作为实施防护行动时为最优化目的确定方案范围的一个边界条件。4.3.9参考水平代表剂量水平或危险程度，高于参考水平则判定不适合计划允许照射发生，低于参考水平则实施防护和安全的最优化。4.3.10最优化防护策略旨在使受照剂量保持在参考水平以下。在出现应急照射情况或确定现存照射情况时，实际照射可能高于或低于参考水平。参考水平将用作判断是否需要采取进一步防护行动的一个基准，如需采取这种措施，则利用参考水平作为基准来确定实施这些措施的优先次序。在应急照射情况和现存照射情况下，即便最初接受的剂量低于参考水平，也应实施防护和安全最优化。4.4排除、豁免和解控4.4.1排除的照射、来自豁免实践和豁免源以及经审管部门批准的解控的源的照射应符合国家法规和标准规定和要求。4.4.2对于尚未被证明为正当的实践不得准予豁免。4.4.3被准予的豁免应遵循防护和安全最优化原则。准予豁免的主要条件是：豁免应是最优的辐射防护方案。6T/CEPPCXXXX—XXXX4.4.4禁止在未经国务院核安全监督管理部门事先批准的情况下，对计划照射情况所涉及的放射性物料进行有意的稀释，以使得其控制能够得到豁免。4.4.5不应为了躲避监管控制等目的而误用清洁解控概念去促使流出物的稀释。4.4.6对于准予豁免或解控的中等质量（不超过1吨）及以下的放射性物质（或物料）活度浓度的豁免或解控水平应满足GB18871中的相关规定，对于准予豁免或解控的大批量（大于1吨）的放射性物质（或物料）活度浓度的豁免或解控水平应满足GB27742中的相关规定。4.4.7职业照射不包括排除照射及来自豁免实践和豁免源，以及经国务院核安全监督管理部门批准的解控源的照射。4.5安保要求4.5.1核电厂应使辐射源始终处于受保护状态，安排专门的人员管控放射源，严格遵从核安全与核安保法规，明确安保职责，设计完善的安保系统。4.5.2管理和使用辐射源的人员应取得国家或行业规定的相关资质。4.5.3在放射源的使用中，遵照核安保等级选取，全过程采取适当的安保措施。必须将辐射发生器和辐射源（放射源）置于持续管控之下，以防丢失或损坏，并防范任何未经授权者开展任何活动。保证使用、接触及可能靠近放射源的人员的辐射安全。4.5.4安全措施和安保措施具有保护人类生命和健康以及保护环境的共同目的。安全措施和安保措施的制定和执行必须统筹兼顾，以便安保措施和安全措施相互不妨碍和损害。必须建立安全和安保之间的协同作用，使安全和安保相互补充和彼此加强。4.6辐射防护管理和技术要求4.6.1核电厂应遵照辐射防护大纲要求对具有辐射风险的工作进行系统周密策划并实施全过程的工作管理。4.6.2对于（潜在）具有高辐射和（或）高污染风险的工作，应执行辐射工作许可证制度，使全过程得到有效的管控。辐射工作许可证应由工作负责人申请，经授权的辐射防护和运行人员等对辐射工作条件和运行状态的审核，最终依据风险等级由具有授权资格的部门或人员批准。辐射工作许可证一般包括射线探伤许可证和高辐射工作许可证。4.6.3核电厂应定期对工作人员进行培训教育及职业健康监护，确保人员的技能适任水平和健康适任水平。4.6.4核电厂全寿期的所有阶段（选址、设计、建造、调试、运行和退役）辐射防护均应以行之有效的良好工程实践为基础。4.6.5如果拟对其获准的实践或源进行修改，并且拟议中的修改对防护或安全可能具有重要影响，则应将其修改计划通知审管部门。在获得审管部门认可前，不应进行这类修改。4.6.6防护和安全系统的要求应与其对应的照射情况相关的辐射危险相适应。在设计设备和制定运行程序时遵循合理的人机工程学原理，以利于设备的安全运行和使用，最大程度地减少操作者失误可能导致事故的可能性，并减少对正常工况和异常工况迹象可能产生误解的可能性。4.6.7核电厂安全系统应适当考虑纵深防御、非能动、固有安全和本质安全。为防止可能引起照射的事故和减轻事故的后果以及在事故后将源恢复到安全状态，应对源运用与其潜在照射的大小和可能性相适应的多层防护与安全措施（即纵深防御），以确保当某一层次的防御措施失效时，可由下一层次的防御措施予以弥补或纠正。4.6.8必须采用良好工程实践并采取一切切实可行的措施预防核事故或放射性事故，并缓解事故发生的后果。由设施和活动引起的危害最为严重的后果来自临界事故、放射源或其他辐射源的失控。因此，为确保产生有害后果的事故的可能性处于极低水平，必须采取以下措施：a)防止发生可能导致这种失控的故障或异常工况（包括违反安保情况b)防止已经发生的任何此类故障或异常工况的进一步升级；c)防止放射源或其他辐射源丢失或失控。4.7放射性废物管理要求7T/CEPPCXXXX—XXXX4.7.1核电厂应根据设施特征，系统地制定适当的放射性废物管理大纲，使放射性废物对工作人员与公众的健康及环境可能造成的危害降低到可以接受的水平。并使放射性废物对后代健康的预计影响不大于当前可以接受的水平，不给后代增加不适当的负担。4.7.2核电厂应在综合各主要影响因素进行系统分析后，对放射性废物实施良好的管理，以使职业照射和公众照射符合剂量限制要求，并保持在可合理达到的尽量低水平。4.7.3核电厂应确保在现实可行的条件下，使实践和源所产生的放射性废物的活度与体积均达到并保持最小。放射性废物最小化不是通过一定措施和程序仅使废物体积进行最小化处理，而忽视了废物的活度。4.7.4放射性废物最小化除了需要权衡职业照射和公众照射，也应权衡正常照射和潜在照射以及对后代健康和环境的影响。4.7.5在进行放射性废物管理时，应充分考虑废物的产生与管理各步骤之间的相互关系，并应根据所产生废物中放射性核素的种类、含量、半衰期、浓度以及废物的体积和其他物理与化学性质的差别，对不同类型的放射性废物进行分类收集和分别处理，以利于废物管理的优化。4.8退役防护要求4.8.1核电厂在设计阶段就应当系统地考虑便于退役的措施，通过退役源项分析和退役方案预研究等对退役策略进行前瞻性评估。4.8.2核电厂制定的便于退役的措施，应是在统筹当前和未来主要因素后的最优化结果。4.8.3应基于设计阶段和运行阶段便于退役及防护措施的基础上，在退役准备阶段制定辐射防护大纲，以确保与退役活动有关的工作人员、公众和环境的辐射安全。退役辐射防护大纲的制定和实施，应与退役的目标、策略与范围相适应。在制定辐射防护大纲时应注意与退役计划的其他部分的衔接。4.8.4核电厂运行期间的运行管理、辐射防护管理、放射性废物管理和技术改造等应在适当考量社会、经济、和环境因素之后，使核电厂退役成本和风险控制在可接受的范围内。4.8.5核电厂当前运行中的辐射防护工作应以辐射策略中确定的目标的方式进行，不对后期的正常退役带来明显不利影响，不给后代带来超过当代可合理接受的负担。4.8.6退役过程中产生的放射性废物应妥善处理，采取措施使废物的产生量最小化。5辐射源5.1压水堆核电厂的辐射源5.1.1对于压水堆核电厂的辐射防护，位于同一场所或厂址的复杂设施或多个装置均可视为一个单一的（辐射）源。如对职业照射剂量评价中提出的剂量约束和剂量目标而言，可将核电厂整体视为一个单一的辐射源。5.1.2核电厂辐射防护涉及的辐射源主要包括反应堆堆本体（运行时的堆芯、停堆后的被活化和沉积有放射性物质的压力容器及堆内构件等）、（乏）燃料组件、反应堆主冷却剂与核辅助系统中的放射性源项、二回路蒸汽和汽轮机系统、废物处理系统中的放射性源项、放射性废物（如放射性废过滤器芯子和废树脂），以及标准源（刻度源）与探伤放射源等。5.1.3核电厂辐射防护应确定运行状态和事故工况下辐射源的特征、辐射照射和放射性物质活度浓度的水平、预期的波动，以及潜在照射的可能性和大小。并确定事故工况下辐射源可能的输运机理和输运途径。5.2反应堆堆本体5.2.1反应堆堆芯中裂变产生的中子和光子是压水堆核电厂功率运行期间堆本体主要辐射源（主冷却剂中的N-16、堆本体活化和沉积源项及空气中的Ar-41等为次要辐射源）。5.2.2压水堆核电厂功率运行期间的反应堆堆本体（堆芯、堆内构件和压力容器，可扩展到一次屏蔽）中子和光子输运分析，可通过建立反应堆计算模型（如1/8堆芯、1/6堆芯、1/4堆芯或全堆芯建模等采用基于成熟且应用较为广泛的离散纵标输运计算方法和蒙特卡罗输运计算方法以及评价核数据库。5.2.3反应堆粒子输运计算分析应使用反应堆详细的材料和几何输入数据。材料的输入数据需包括反应堆压力容器、堆芯、堆内构件的材料成分、冷却剂温度、密度、硼浓度等。几何输入数据包括燃料组件（或精确到燃料棒）、堆内构件（如热屏、围板、吊篮、支承板等）、反应堆压力容器、堆焊层及辐照8T/CEPPCXXXX—XXXX监督管等的尺寸和位置等。反应堆粒子输运计算分析可采用堆芯固定中子源计算，粒子输运计算应结合实际问题通过直接计算来进行。5.2.4压水堆核电厂功率运行期间的反应堆堆本体中子和光子输运计算可参考NB/T20576相关要求进行分析。基于材料活化分析和屏蔽分析等用途的粒子输运计算需要结合反应堆堆芯的功率分布、燃耗等考虑相应的包络值。5.2.5停堆期间，堆本体的辐射源包括乏燃料组件（卸料前）、活化和沉积源项（如被活化的压力容器、堆内构件和其他材料，沉积在堆内和附近一回路内的活化腐蚀产物）。在核电厂停堆大修期间，反应堆附近区域的工作场所辐射条件、辐射防护和工作人员的职业照射剂量评估均以上述辐射源为依据。5.2.6Ar-41是压水堆核电厂功率运行期间反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的Ar-40被中子活化形成具有放射性惰性气体，会扩散到反应堆厂房的其他工作场所，对人员存在潜在照射风险。5.3燃料组件5.3.1新燃料组件5.3.1.1由天然铀浓缩加工制造的新核燃料的放射性水平低，一般不需要对其引起的外照射进行专项防护或屏蔽，但应采取适当措施防护其表面可能存在放射性表面污染沾污（如沾污铀）。5.3.1.2由经过辐照的核燃料提取原料以及其与天然铀浓缩原料混合加工制造的新核燃料（如MOX燃料）具有一定的放射性，应考虑其辐射特征、辐射水平和污染水平，并根据其辐射性质、大小和可能性采取适当的辐射防护措施。5.3.2乏燃料组件5.3.2.1在核电厂停堆期间，乏燃料组件的放射性水平最高。对于停堆大修时期的辐射防护及屏蔽分析、辐射照射剂量评估等，需要依据燃料组件特性、初始富集度、燃料管理策略、反应堆运行史、燃耗深度、堆内辐照时间、功率运行水平和冷却（衰变）时间等，选取具有包络性的源项数据。一般情况下：a）对于同一或初始富集度相同的燃料组件在相同功率运行情况下，燃耗越深，其放射性水平越高（光子辐射为主中子的辐射强度及在总的辐照中的占比也越高；b）对于同一或初始富集度相同的燃料组件在达到相同燃耗深度时，在堆内辐照天数越少、运行比功率越高，其放射性水平越高（光子辐射为主中子的辐射强度及在总的辐照中的占比也越高；由于半衰期较短的裂变产物核素的平衡浓度与寿期末的中子注量相关，而半衰期较长的锕系元素含量与燃耗深度相关，当冷却（衰变）超过一定时间后，运行历史对乏燃料组件源项影响将下降到足够小；c）对于初始富集度不同的燃料组件，在相同功率运行情况下达到相同燃耗越深时，富集度越高，其功率密度相越小，受到辐照的中子注量水平越低，则源项辐射水平越低。5.3.2.2在停堆冷却相当长的一段时期内（100年），商用压水堆核电厂的乏燃料组件的辐射以光子贡献为主，乏燃料中裂变产物（主要的光子和β辐射体）的半衰期比锕系元素（主要的α辐射体和中子辐射源）短很多，燃料组件在停堆后总放射性水平随冷却时间下降，中子在总辐射照射中的占比会增加。5.3.2.3包壳完整的组件对池水的污染主要是其外表面的放射性沾污。若包壳破损，水与组件中一些易溶裂变产物（如Cs-137、I-129等）接触，能使池水被污染；泄漏出来的气体及挥发性核素Kr-85、I-129进入水池会污染贮存大厅的空气。5.4反应堆主冷却剂系统、核辅助系统及二回路系统源项5.4.1源项的选取原则5.4.1.1针对辐射防护的反应堆主冷却剂系统、核辅助系统及二回路系统中的放射性源项，可根据情况合理选取参考核电厂运行经验和良好实践的现实源项或设计基准源项。5.4.1.2压水堆核电厂辐射防护设计（主要包括辐射屏蔽设计中的主体屏蔽和潜在照射）和放射性废物处理系统的能力设计应采用具有包络性的设计基准源项作为输入。5.4.1.3对于辐射防护最优化、放射性废物最小化、剂量评价以及特定屏蔽容器设计，可依照防护最优化原则，综合参考核电厂运行经验和良好实践的确定适当的现实源项作为设计输入。5.4.2反应堆主冷却剂系统源项5.4.2.1反应堆主冷却剂系统源项主要包括裂变产物、活化腐蚀产物及活化产物。5.4.2.2压水堆核电厂主要的辐射源是活化腐蚀产物，只有在大量燃料包壳破损和失效的情况下，裂变产物才可能成为主要的辐射源。9T/CEPPCXXXX—XXXX5.4.2.3正常功率运行期间，一回路中的放射性核素活度浓度与运行状况相关，整体稳定在一个受控的范围内。运行和停堆期间的瞬态工况和冷停堆阶段，主冷却剂辐射源项应考虑的瞬态值及冷停堆峰值。特别是在冷停堆期间（尤其是进行氧化运行期间），由于一回路系统中的物理和化学条件发生极大的变化，沉积在燃料上的活化腐蚀产物、金属核素和裂变产物会大量释放到冷却剂中，出现尖峰现象（如碘的反弹）。应根据源项和运行情况对系统进行充分时间的净化，直到恢复到正常功率运行水平。5.4.2.4裂变产物a）设计基准源项反应堆主冷却剂系统中的裂变产物主要来源于破损的燃料棒和表面的铀沾污。设计基准源项应以堆芯积存量、燃料破损率、逃脱率系数和系统相关参数等作为计算输入，一般使用剂量等效I-131活度浓度表征。b）现实源项压水堆核电厂运行状态的现实源项与设计基准源项存在数量级水平的差别。可选用具有适当包络性的（如0.5GBq/t的I-131当量）的运行经验数据代表核电厂正常功率运行工况下的源项，用以评估现实情况功率运行期间一回路系统所在场所的辐射条件和从事一回路相关放射性任务工作人员职业照射剂量。5.4.2.5活化腐蚀产物压水堆核电厂一回路冷却剂中的活化腐蚀产物活度浓度与燃料包壳破损率无关。活化腐蚀产物基本的形成主要包括结构材料的腐蚀、腐蚀产物的迁移和腐蚀产物的活化三个阶段。可基于参考电厂运行实测数据分别确定一套一回路活化腐蚀产物的现实源项和一套设计基准源项。核电厂主冷却剂中的活化腐蚀产物通常包括：Co-58、Co-60、Cr-51、Mn-54、Fe-59和Ag-110m、Sb-122、Sb-124等。其中Ag-110m、Sb-122、Sb-124的产生同电厂实际采用的控制棒、中子源、密封圈、垫片材料有关。5.4.2.6活化产物压水堆核电厂主冷却剂系统中的活化产物主要包括氚（H-3）、C-14和N-16。压水堆核电厂中氚的主要来源是三元裂变产氚，以及硼、锂和氘的核反应直接产生。一回路中的氚随着各辅助系统的运行被输送到各辅助系统的水箱、水池中，这些辅助系统中的流体部分被复用，成为滞留在各系统内的氚。C-14主要来自压水堆一回路中的冷却剂中存在的O-17与中子的（n，α)反应、燃料和材料中N-14与中子的（n，p）反应以及三元裂变。N-16是压水堆核电厂运行期间一回路（还会涉及化学与容积控制系统）的重要辐射源。N-16是反应堆压力容器内冷却剂中含的O-16与快中子作用产生的强γ源。压水堆核电厂冷却剂在一回路中输运时间与N-16的半衰期相近，故运行期间N-16对一回路系统涉及的场所周围剂量率起决定性作用。5.4.3核辅助系统源项5.4.3.1核辅助系统设备对于核电厂运行和停堆大修期间涉及核辅助系统辐射源的职业照射防护和评估，应根据情况，合理选取参考核电厂运行经验和良好实践的现实源项或设计基准源项，避免与实际情况不符的过高或过低的评估结果。核辅助系统中，化学和容积控制系统和固体废物处理系统源项的辐射水平最高。通常情况下，化学和容积控制系统各设备累积的放射性核素主要为惰性气体、碘、钇、钼和铯等放射性同位素以及其他裂变核素、活化腐蚀产物、N-16和N-17等。对于采取停堆氧化运行的机组，应考虑冷停堆峰值在过滤器上的积累，累积时间应包括停堆氧化运行前后冷却剂降温过程。功率运行期间，对于化学和容积控制系统热交换器，应考虑下泄流中的N-16对辐射场的贡献和源项，以预评估潜在照射风险。5.4.3.2过滤器芯子和树脂对于过滤器与除盐器所在房间或区域的主体屏蔽，应选择过滤器芯子与废树脂设计基准源项作为输入，确保满足辐射防护设计要求。遵照辐射防护最优化原则，对于废物作业剂量评估和可移动屏蔽设备的防护，可基于参考电厂实测数据，选用具有适当包络性的过滤器芯子和废树脂作为现实源项。T/CEPPCXXXX—XXXX5.4.3.3放射性系统中的热点和热粒子核电厂辐射防护应考虑可能在放射性系统中存在“热粒子”。热粒子有活化腐蚀产物颗粒和燃料微粒两种，前者主要来源于用在阀座上的高钴硬合金上，后者来源于破损的燃料。人员体表污染防护中应重点关注“热粒子”，皮肤上的一个热粒子会产生一个非常陡的剂量梯度，随着距粒子距离的增加，剂量快速下降。接触热粒子的皮肤局部吸收剂量可能会超过皮肤当量剂量限值。放射性厂房内、防护服、工作人员体表以及设备上可能存在热粒子。这些热粒子可以被核电厂工作人员的塑料防护服中存在的电荷所吸引。热粒子可通过防护服以及载有反应堆冷却剂和液态废物的管道系统在电厂的不同区域转移。热粒子沉积在系统管道、阀门或设备中会形成辐射“热点”，这些热点辐射水平高，可以造成房间或局部区域的场所剂量率陡增，对工作人员存在较大的（潜在）辐射风险。核电厂中存在的热点对检查、维修、设备更换等工作人员个人剂量影响很大，剂量评估、剂量约束和目标中应特别关注。5.4.3.4标准源（刻度源）和探伤放射源应根据核电厂建设、施工及监测需要（对较大的管道、混凝土建筑体、一些设备的关键部位和机械性能要求较高的设施进行工业探伤合理选用探伤放射源或标准源。用于探伤和监测仪表校对的辐射源活度范围极大（10Bq~1011Bq潜在照射风险大，在源的操作过程中应格外注意源的辐射强度，对中高危险源的使用场所有专门的屏蔽和防护要求。放射源使用应采取辐射许可证制度，全过程中采取适当的安保措施，保证辐射源和使用、接触及可能靠近放射源的工作人员的安全。6辐射分区6.1核电厂厂内的辐射分区应根据预期的场所剂量率、污染水平（气载放射性污染和表面污染）、潜在照射的可能性和大小以及辐射防护管理要求进行划分。6.2辐射分区可以为厂内的总体布置、通风系统设计和屏蔽设计提供依据。6.3应把辐射工作场所分为控制区和监督区，以便于辐射防护管理和职业照射控制。6.4确定控制区的边界时，应考虑预计的正常照射的水平、潜在照射的可能性和大小以及所需要的防护手段与安全措施的性质和范围。6.5在核电厂设计阶段就应根据设计基准源项预期的场所辐射水平、放射性污染及潜在照射的可能性和大小将控制区细分为若干子区，子区的控制与其辐射风险成正相关，以满足剂量限值和辐射防护最优化的要求。6.6核电厂的设计中应考虑在事故工况下工作人员和应急人员居留和通行的特殊要求，确保事故工况下人员所受照射控制在可接受范围内。6.7核电厂对控制区设计划分和管控的要求主要包括以下几个方面：a）采用实体边界划定控制区，采用实体边界不现实时也可以采用其他适当的手段。辐射分区的设计及管理中均应要求对控制区边界采用实体隔离方式，以防止和避免相邻的不同子区的辐射条件及其变化（场所剂量率和气载放射性污染）的相互影响，并使潜在照射和异常工况（如事件和事故工况）下的辐射场和放射性物质得到有效控制。对于特定情况，如控制区卫生出入口，在确保符合辐射防护要求和保证辐射安全的条件下，为便于辐射防护管控和人员通行便捷要求，可将（临时）需要将人员通道十字闸门等非实体隔离作为管控边界。 b）对于如检查、维修、运转等间歇性的或仅是将源从一处移至另一处的情况下，采用与主导情况相适应的方法划定控制区，并对照射时间加以规定。可将间歇、短期的放射性工作场所设定为动态分区，在存在辐射源和（或）人员操作期间，按照规程采取适当的防护措施，确保人员辐射安全。在放射性物料操作或处理期间，应管控人员接近距离、操作时间和确认相邻区域的辐射条件，并对人员照射剂量进行评估和控制。如在进行放射性废过滤器芯子更换和转运时，对更换和转运屏蔽容器表面剂量率进行控制。操作人员应在辐射防护人员监护下，按照操作规程，严格控制操作时间、操作人员数量和接近的距离。并对周围区域和房间进行管控，防止无关人员误进入，针对可能的辐射水平波动及潜在照射，评估对相邻子区的影响。为达到便于工作和管理，以及相关工作的辐射防护最优化目的，通过对任务执行期间的场所辐射条件、人员辐射照射及对周围区域的辐射影响的评估，在进行相应管控措施和照射时间加以规定后，可将相应间歇性操作期间的厂房或区域的辐射分区进行适当划分。c）在控制区的进出口及其他适当位置处设立醒目的符合标准规定的警告标志，并给出相应的辐射T/CEPPCXXXX—XXXX水平和污染水平的指示。核电厂的设计和运行管理应要求在控制区出入口明显位置处设立和张贴醒目的电离辐射警示标志，并在门或墙上标出房间的场所剂量率水平和污染水平及标注时间等关键信息，让需要进入的人员了解房间的分区和场所的辐射水平，以及避免人员非必要的进入和误进入。d）制定职业防护与安全措施，包括适用于控制区的规则与程序。核电厂辐射防护管理应依据辐射分区，规划合理的人员和物品通道，人员通道和物品通道必须严格分开。为了降低控制区工作人员受照剂量和污染扩散，应合理布置各子区，避免人员非必要进入辐射水平更高的子区以及在不同等级的子区反复穿插进出。辐射分区的布置还应使人员进入辐射水平更高的子区的路线最短，减少通过时间。核电厂运行状态的辐射分区设计中，应对控制区子区划分进行了优化；分区的设定应充分借鉴已投运核电厂的经验反馈，并结合本设施系统设计和布置特点来确定辐射分区方案。各工艺设施厂房布置应将高放射性设备和管道尽可能分区域集中布置。通过集中布置和屏蔽设计优化，将高辐射区集中连片，中间通过设置迷宫墙或过渡区（间形成从高辐射区到低辐射区的合理过渡，并将低辐射区如常规工作区（绿区）有效贯通，规划合理的人员通行方向，以便于人员的通行及应急撤离，从而控制工作人员的受照剂量和潜在照射风险。e）运用行政管理程序（如进入控制区的工作许可证制度）和实体屏障（包括门锁和联锁装置）限制进出控制区；限制的严格程度应与预计的照射水平和可能性相适应。应对进入核电厂的人员执行进出管理规定和审批手续，特别重点控制进入高辐射场及高污染区的人员。对于高辐射水平的分区房间采用上锁和许可证进行控制，实行严格的管理，管理措施经验和要求如放射性检修区的管理要求：管理出入区，所有进入该区人员需得到辐射防护负责人批准后方可进入，工作期间需要辐射防护人员监护。放射性设备区的管理要求：特许出入区，应取得许可资格授权，必要时开展模拟演练。该房间（区域）处于常锁状态，钥匙由保健物理处负责保管，原则上禁止进入，所有进入该区人员需得到生产厂长/副厂长批准后方可进入，工作期间需要辐射防护人员监护。f）按需要在控制区的入口处提供防护衣具、监测设备和个人衣物贮存柜。应在控制区的入口与监督区交界处设置更衣间和辐射防护值班室，在进入控制区前，人员应按照规程，更换防护衣具，领取个人剂量计。在出控制区前，人员应更换防护衣具，并将防护衣具按要求归放。g）按需要在控制区的出口处提供皮肤和工作服的污染监测仪、被携出物品的污染监测设备、冲洗或淋浴设施以及被污染防护衣具的贮存柜。应严格控制核电厂工作人员所受到的放射性照射，并对工作人员的受照剂量进行测定和记录，同时为了防止放射性污染的扩散，保证非放射性区域不受污染，核电厂设置了总卫生出入口，工作人员要进入或离开辐射控制区应通过该卫生出入口。在卫生出入口可对进入辐射控制区的人员进行控制和管理，在控制区的出口设置设备外部污染和全身表面污染监测装置，对离开控制区人员的体表和工作服以及随身携带的小件物品进行表面污染监测。当污染水平过高报警时，应由辐射防护人员使用便携式表面污染测量仪进行仔细的监测，并确定污染部位及其污染水平。应在控制区出入口周围区域设置冲洗或淋浴设施、清洁工作服及贮存设施、污染工作服存放容器。人员在离开控制区前，应将工作服按要求归放。如检测发现体表污染，人员应到冲洗或淋浴间内进行去污，当检测达到控制要求后，人员方可离开。h）定期审查控制区的实际状况，以确定是否有必要改变该区的防护手段或安全措施或该区的边界。核电厂可依据运行期间进行检维修时的辐射源分布、场所剂量率、污染水平、潜在照射的可能性和大小以及辐射防护管理要求，临时调整辐射分区的划分。在进行重大的设备检修时放射性作业项目多、工期长、多工种并行或交叉作业，人员进出频繁，辐射防护人员应对设施的各个区域进行分区测量，并根据分区测量结果以及维修期间设计分区的要求，对各设施厂房和区域进行分区评价及调整，更换分区标识牌，并在低剂量区设置待命点，对测量中发现的放射性热点进行标识。i）每个控制区的子区均应具有最低数量的人员、材料和设备进出点。T/CEPPCXXXX—XXXX6.8监督区通常不需要专门的防护手段或安全措施，但需要经常对职业照射条件进行监督和评价，以确保职业照射条件持续处于监督之下。6.9监督区设计划分和管控的要求主要包括：a）采用适当的手段划出监督区的边界；b）在监督区入口处的适当地点设立表明监督区的标牌；c）定期审查该区的条件，以确定是否需要采取防护措施和做出安全规定，或是否需要更改监督区的边界。7辐射防护措施7.1屏蔽7.1.1一般要求7.1.1.1核电厂辐射屏蔽应遵循辐射防护原则与要求，是最优的辐射防护方案。7.1.1.2压水堆核电厂运行状态下放射性厂房的的辐射屏蔽应基于工作场所辐射分区设定的场所剂量率目标值，确保人员受到超过国家规定剂量限值的辐射照射，确保辐射照射保持在合理、可行和尽可能低的水平。场所剂量率目标值的设定除人员工作任务、工作频率、工作持续时间、受照射的人数，以及进出辐射工作场所的频次和滞留时间外，还应考虑辐射源的特征、辐射照射和放射性污染水平、预期的波动，以及潜在照射的性质、可能性和大小。7.1.1.3屏蔽应落实纵深防御、固有安全和本质安全理念，使运行状态下工作人员的辐射危险控制在可接受的水平以下，可降低潜在照射的大小与可能性，并可有效减轻预计运行事件和事故工况的放射性后果。7.1.1.4屏蔽应确保在设计基准事故情况下准许进行必要操作的工作人员的个人有效剂量不超过50mSv。对于设计扩展工况中的严重事故（堆芯融化），在屏蔽设计上也需要做适当考虑。7.1.1.5屏蔽应在确保总体安全、便于运行和检修的前提下，尽量缩小体积、减轻重量和降低成本。7.1.1.6屏蔽计算分析应采用成熟且应用较为广泛计算方法、经过验证的计算程序，以及经过评价和确认的核数据信息。对于不同情况（不同设计对象和辐射源特征）的屏蔽设计，应选择适用的计算方法和程序。针对简单或单一的光子辐射源和屏蔽体，可以采用点核积分程序；对那些情况比较复杂或特定类型辐射源以及比较复杂的屏蔽结构，选用可精细建模的蒙特卡罗或离散纵标程序。7.1.1.7屏蔽设计应按人员相对辐射源所处位置和方位计算人员受照剂量。屏蔽设计通常使用运行实用量（率个人剂量当量（率）、周围剂量当量（率）、定向剂量当量（率确定屏蔽体厚度，其剂量计算点一般选在屏蔽体外人员可常规接近的距离和位置。对于特定操作，剂量计算点应选在人员全身（和）或关键器官和组织所受剂量最大的位置。7.1.1.8对于存在或贮存辐射水平较高、体量或数量较大的辐射源的设施和厂房，特别是轻型结构屋顶的建筑物，应着重关注“天空反散射”的防护。在对上述设施进行屏蔽设计时，应对天空反散射进行分析，保证设施的整体屏蔽和防护效果。必要时需要在设施外特定范围内设置栅栏、警示牌等管控和提示的防护措施。7.1.1.9在运行期间可能需要设置临时屏蔽，在设计中应考虑临时屏蔽的材料、重量和尺寸，以及运输和安装需求。7.1.2设施主体屏蔽7.1.2.1应根据辐射源的辐射特征、房间或区域的辐射分区要求、工作性质以及活动空间大小的要求等，选择适宜的屏蔽材料、屏蔽结构与形式。7.1.2.2放射性厂房的主体辐射屏蔽设计应基于具有足够包络性的设计基准源项，满足运行状态和事故工况的防护要求，并考虑全寿期内放射性累积，以及参考核电厂运行经验反馈和良好实践。7.1.2.3设计阶段初期（如可行性研究或初步设计阶段），由于方案可能没有完全固化（辐射源、厂房和系统布置），或方案具体性不充足，或某些影响屏蔽设计的重要因素未进行（细化）考虑（如电缆、管道和出入通道等贯穿及孔洞），屏蔽体可能存在局部空隙、设备建造以及土建施工中可能存在的加工和建造的质量缺陷等不确定性，主体屏蔽设计应借鉴参考核电厂经验或可合理预见的条件考虑适当的包络性，使具体方案固化后的整体屏蔽不会发生大的变化或产生颠覆性影响。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.2.4设计阶段后期（如施工图设计阶段应对出现的削弱和不利于屏蔽防护的因素进行细致全面的计算分析。在可接受的条件下，通过适当变更屏蔽方案、调整屏蔽材料和增加补偿屏蔽等措施，保证整体屏蔽效果在设计要求可接受的范围内。7.1.2.5人员操作和设备条件会限制墙体厚度，应确保在限定厚度范围内的屏蔽体满足屏蔽和防护要求。7.1.2.6高辐射区房间（如红区）之间屏蔽体（间墙、防护门等）的要求如下：a）对于相邻房间有人员进入工作需求的情况，应确保在本房间辐射源不移除的情况下，对相邻房间的场所剂量率符合分区控制要求；b）对于相邻房间不存在人员进入的情况，应确保在本房间辐射源不移除的情况下，本房间的辐射源不会影响相邻房间的屏蔽效果。7.1.2.7对于可能发生临界和强中子辐射的实施和厂房应着重考虑中子屏蔽。7.1.2.8在确保辐射安全的前提下，屏蔽方案应充分考虑施工和安装的实际可能以及用户的特定要求。7.1.2.9对于辐射水平高或者贮存大量放射性物质的实施，在废物桶吊运操作时，应该考虑壁面和天空反散射的影响，以保证厂区的辐射分区满足设计的要求。7.1.3反应堆及一次屏蔽7.1.3.1反应堆及一次屏蔽和辐射防护应考虑反应堆辐射源的分布、堆结构材料、堆外监测仪表位置情况以及堆腔环缝和管道贯穿等的漏束辐射。7.1.3.2反应堆及一次屏蔽，应根据功率运行期间的反应堆状态参数，按照标准要求建立反应堆模型进行计算分析。基于已通过验证工程设计经验或基准验证，可以通过适当地简化计算模型，以提高计算效率。如由于反应堆具有对称性，可以根据堆的特征建立部分堆芯模型；在验证具有适当的保守性的条件下，可以将部分复杂结构进行打混均一化处理。7.1.3.3基于全寿期的安全性考虑，用于屏蔽设计、材料辐照损伤及材料活化的粒子输运计算需要考虑适当的保守性，保证反应堆运行的核与辐射安全。7.1.3.4可通过建立模型来计算分析一次屏蔽内、外侧中子和光子注量（率）和辐射防护情况。应确保核电厂寿期内反应堆压力容器内表面（或1/4壁厚处）、一次屏蔽）混凝土内表面（快）中子累积注量低于控制值，确保材料的稳定性。7.1.3.5应通过分析确定及控制由于辐射沉积在混凝土中的热能、混凝土的服役温度，以及混凝土内的温度梯度变化。7.1.3.6由于堆芯辐射出中子与周边材料作用产生的活化产物成为停堆期间主要辐射源，反应堆及一次屏蔽的设计应使人员可达位置和操作区域的活化产物辐射水平满足标准要求，保证人员辐射安全。7.1.3.7通过计算分析，确认和控制堆本体等部件受到的辐照和一次屏蔽性能满足以下要求：a）寿期内压力容器内侧单位面积的快中子累积注量一般不超过1×1020（n•cm-2b）一次屏蔽内侧中子注量率不大于5×109（n•cm-2•s-1c）一次屏蔽内侧光子能量注量率不大于4×1010（MeV•cm-2•s-1d）为限制中子活化的辐射影响，对于停堆后人员可能进入较长时间的操作部位，正常运行工况下其热中子注量率通常不超过1×105（n•cm-2•s-1e）一次屏蔽混凝土边界环境温度不超过70℃,其沿径向的温差不超过100℃/m；7.1.3.8反应堆功率运行期间，反应堆厂房按照红区管控（一般情况下禁止人员进入），特定情况下，工作人员进入操作大厅平台进行特定操作。因此，一次屏蔽设计需要保证在反应堆功率运行期间，关键区域（操作大厅平台）的辐射条件维持人员工作可接受的水平（如使操作大厅平台场所剂量率不超过10mSv/h）7.1.3.9运行期间，对于堆芯裂变辐射的中子和光子贡献可忽略的一回路系统设备房间，其辐射屏蔽应包络N-16、裂变产物和活化腐蚀产物的辐射。7.1.3.10随着运行服役时间增加，沉积源项逐年累积（无法清洁去污的部分），一回路与核辅助系统所在房间和区域的屏蔽应考虑核电厂寿期内的放射性累积。7.1.3.11为了便于操作和管理，放射性系统中的过滤器和除盐器通常是集中布置。为了降低工作人员受照剂量，应将辐射水平高的过滤器和除盐器布置在操作间的里面，将辐射水平低的过滤器和除盐器布置在靠近操作间门口附近，还应同时考虑各系统设备的操作频次和时间。除此，还应此区域房间布置在T/CEPPCXXXX—XXXX核辅助厂房的适当位置，使这些系统中连接过滤器和除盐器的管线长度尽量短，且尽量避免穿越人员操作区域。7.1.4燃料组件屏蔽7.1.4.1由天然铀浓缩加工制造的新核燃料的放射性水平低，一般不需要对其引起的外照射进行防护或屏蔽，但其表面可能存在放射性表面污染沾污（如沾污铀），因此应关注可能的表面污染和潜在气载放射性风险。7.1.4.2当一定数量燃料组件存放或贮存在同一设施或容器内时，需要关注临界问题，屏蔽需要能够包络临界分析的结论。7.1.4.3由经过辐照的核燃料提取原料以及其与天然铀浓缩原料混合加工制造的新核燃料（如MOX燃料）具有一定的放射性，因此在其运输、贮存、转运和装料过程中，应根据其辐射特征考虑适当的辐射防护和屏蔽措施。并且一般需要针对临界问题，作更加严格地分析和评估。7.1.4.4对于乏燃料组件的屏蔽应基于燃耗深度、反应堆运行史、堆内辐射时间、功率水平及停堆后的冷却时间进行包络性考虑。7.1.4.5对于乏燃料贮存、转运和运输设施和容器（乏燃料冷却时间不同）的屏蔽，应针对其辐射特征（总放射性水平、光子和中子辐射照射贡献等）以及环境和人员相关操作等情况进行分析。7.1.4.6燃料转运通道屏蔽应基于具有包络性的乏燃料组件源项确定，确保乏燃料转运期间燃料转运通道外人员辐射安全。7.1.4.7燃料贮存水池屏蔽设计应按照乏燃料组件贮满状态进行分析。基于燃料贮存水池几何尺寸与乏燃料组件尺寸比例对辐射的影响、池水的屏蔽能力以及计算效率等现实因素，燃料贮存水池屏蔽设计中可以考虑具有包络性的适当数量对称分布的最深燃耗、最少冷却时间的乏燃料组件。7.1.4.8对于池水屏蔽深度、周边屏蔽薄弱点（如燃料转运通道与贮存水池之间，以及容器装载井与贮存水池之间的密封闸门）的屏蔽设计，应结合燃料组件整个存放的动态过程进行分析。7.1.4.9由于密封闸门厚度受到限制，密封闸门处屏蔽能力减弱，遵循辐射防护最优化原则，可在正常运行时可以通过采取管理措施以及乏燃料组件排列调整等防护措施。7.1.5屏蔽体的贯穿7.1.5.1穿过屏蔽体的套管、风管、给排水管和电缆管等，应充分考虑可能的孔道和漏束效应对屏蔽能力的影响，若屏蔽能力被减弱，应进行补偿。7.1.5.2贯穿辐射屏蔽设计旨在使核电厂正常运行、去污检修和事故处理等情况下人员受到的辐照剂量在满足限值和设计要求的条件下，可合理达到尽量低的水平。为确保工作场所的剂量率水平达到设计要求，遵照辐射防护最优化原则有效保证工作人员的安全，应根据区域功能特点，对由于各系统管道使墙体屏蔽效果明显削弱的情况进行屏蔽分析，并制定兼具安全性、经济性、可行性和可靠性的屏蔽优化设计方案。7.1.5.3针对各系统设计和布置特征，贯穿屏蔽设计方案主要采用多重弯曲孔道方式和局部补偿屏蔽方式。设计中采取以下措施和手段协同完善贯穿屏蔽方案：a)依据房间布置、辐射场等情况，可采用各型弧形贯穿，尽量避免直接贯穿，并综合考虑该房间与相邻房间的辐射分区、人员进出情况等因素后，有机结合房间拐角、楼板等布设管道；b）贯穿位置应尽量远离人员通行或可能接近的区域，避免和降低对房间内系统装置和设备布置的影响；贯穿部件通常应布置在距离低辐射分区房间的楼板尽量高的位置。c）合理安排多个贯穿之间的距离、位置，以使屏蔽后的剂量率达到最低、补偿屏蔽最小（如同一墙体内的多个贯穿高低交错布置、调整管道走向d）在贯穿造成的薄弱处设置补偿屏蔽，将补偿屏蔽体（块）布置在不影响人员通行、设备移动和布置的位置（如布置在墙内、墙边、房间角落等e）将贯穿出口角度和方向布置在对外部区域影响最小的范围内；f）尽量使贯穿避开房间内放射性设备布置，尽量避免贯穿正对辐射源；g）在可行的情况下，应将贯穿的截面积和数目减至最少；h）综合考虑房间几何空间尺寸、施工难以程度、工程成本、安全要求（如抗震等级）及其他功能要求（如防火、抗腐蚀性能）等重要因素，选取补偿屏蔽体材料、屏蔽方式、屏蔽范围和屏蔽效果。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.5.4在人员工作位置处，如果任何1m2的屏蔽体面积上，由于孔缝造成的局部削弱在屏蔽体表面处造成的局部外照射剂量率的增加，不超过工作位置处设计目标值的5倍，且面积不超过100cm2，则这样的削弱是允许的。在无人工作处，由于孔缝等造成的局部削弱的外照射剂量率可适当增加，但使邻近工作人员接受的附加外照射剂量率不得超过设计目标值的10%。7.1.5.5应对贯穿孔洞进行辐射防护封堵（生物屏蔽封堵和气密性封堵防止贯穿孔洞导致的射线过量外照射和气载放射性物质扩散到相邻区域。7.1.5.6气密性封堵应满足孔洞两侧房间能够保持设计压差，避免放射性物质的扩散，满足通风系统的设计条件。7.1.5.7生物屏蔽封堵应保证封堵后墙体的屏蔽效果与无孔洞墙体的屏蔽效果相当。7.1.5.8应重点关注不同密度屏蔽材料的衔接处（如碳钢盖板与混凝土墙体、取样柜铸铁与窥视窗玻璃等），确保由于屏蔽厚度和位置的变化不影响整体屏蔽效果，如有必要应设置适当的补偿屏蔽。7.1.5.9高辐射水平区的人员入口是屏蔽贯穿的特殊情况，这种情况下贯穿的尺寸大于屏蔽厚度。在考虑这种通道的屏蔽措施时，应考虑源的强度和所在区域外侧的剂量率控制值要求。通常可采用迷宫、过渡间或者屏蔽墙（阴影屏蔽），以使散射辐射剂量率不超过该处的控制值。7.1.5.10在高辐射区或潜在辐射风险大的区域，可通过设置迷宫进行过渡，形成从高辐射区到低辐射区的合理过渡，减小低辐射区人员的辐照风险。7.1.5.11迷宫方案应使各类射线经过四周墙面多次散射充分减弱后方可到达迷宫口处，应确保剂量率不超过该处的控制值。当迷宫口的剂量率超过控制值时，可在迷宫口设置屏蔽门。迷宫的设计不应影响人员进出、设备移动和系统布置。7.1.5.12放射性厂房的施工缝一般不应留设平缝，应留设成企口施工缝（凹凸施工缝）；施工缝应尽量避开放射性设备室和热室。7.1.5.13螺旋屏蔽贯穿件是具有屏蔽功能的螺旋形结构体，其形式和结构见图1。为了保持与屏蔽层相等的防护水平，用来制造螺旋屏蔽的材料密度应不小于主体屏蔽层材料的3倍。螺旋屏蔽一般用于屏蔽层材料为混凝土的密封箱室、通风、介质流通且不需要设置补充屏蔽。7.1.5.14螺旋屏蔽通常采用铸铁、不锈钢或铅等金属制造。如需考虑中子屏蔽，可用聚乙烯、聚丙烯等塑料来制造。7.1.5.15螺旋屏蔽应根据屏蔽效果（屏蔽系数）、服役环境及其他条件确定螺旋叶片数量、螺旋叶片厚度、螺旋叶片间距、螺旋叶片回旋周数、螺旋屏蔽长度和螺旋屏蔽内径。图1螺旋屏蔽贯穿件7.1.6屏蔽盖板和屏蔽门7.1.6.1屏蔽门（防护门）和盖板应使房间或区域内存在的辐射源及可合理预见的潜在辐射的情况下满足防护要求。7.1.6.2屏蔽盖板和屏蔽门应达到其所在主体屏蔽（墙体）相同的屏蔽效果，避免直通缝，应根据辐射防护要求确定搭接方式和尺寸，并限制缝隙宽度，必要时进行分阶。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.6.3采用浇筑、焊接等方式固定的不可移动的屏蔽盖板，在确保屏蔽效果的情况下，可不分阶。如屏蔽盖板受到尺寸、重量和搭接宽度限制，而影响屏蔽效果时，应在搭接处设置适当的补偿屏蔽，防止辐射漏束和局部的屏蔽削弱。7.1.6.4屏蔽盖板的分阶要求如下：a）放射性设备室和放射性管沟的混凝土盖板厚度不超过800mm时，分为二阶；大于800mm时，分为三阶。b）放射性设备室采用金属盖板或多种材料组合盖板（如同时屏蔽光子和中子的碳钢与聚乙烯组合盖板厚度不超过300mm时，分为二阶；大于300mm时，分为三阶。c）一般情况，盖板划分的每阶厚度应大体相当；对于多种材料组合盖板，在确保屏蔽效果的情况下，可结合材料组合情况适当调整每阶厚度。d）如盖板尺寸、重量较大或吊装条件受到限制，在满足屏蔽效果和安装的条件下，可将盖板分为多层或分块拼接；如分块拼接，拼接后的屏蔽和气密效果应满足要求。e）每阶的搭接宽度应大于缝宽的3~5倍。7.1.6.5混凝土盖板的缝宽应不大于15mm，金属盖板或多种材料组合盖板的缝宽应不大于10mm，并在可行的情况下使缝宽尽量小。7.1.6.6屏蔽盖板缝隙中应采取适当方式和材料进行填充，确保满足气密性要求。7.1.6.7当屏蔽盖板和屏蔽门采用金属材料或多种材料组合体，其尺寸、重量和搭接宽度受到限制，应在搭接处设置适当的补偿屏蔽。7.1.6.8屏蔽盖板上的吊件槽孔、屏蔽门的衔接缝等部件或孔缝不应影响整体屏蔽效果。7.1.6.9由于生物屏蔽门和生物屏蔽密封门生产成本高、安装难度大、开闭较繁琐和管理复杂，因此在不影响人员出入和设备搬运的条件下，放射性设备房间的出入口处可设置过渡间或迷宫，以减小屏蔽门的厚度，甚至取消屏蔽门。7.1.6.10对于受厂房布置及相关因素的制约，在合理的位置设置生物屏蔽门，确定门的开关方式。7.1.6.11屏蔽门和盖板防护还应根据情况考虑气密条件，保证气密性满足要求，有效阻止放射性物质扩散。在核岛厂房内考虑到不同工况在存在气载放射性污染较高的区域或房间，应设置生物屏蔽密封门（如安全壳的闸门以及堆坑处的生物屏蔽门）以保证其气密性，明确气密级别。7.1.7手套箱、工作箱和取样柜7.1.7.1手套箱、工作箱和取样柜的屏蔽应使工作人员的职业照射剂量不超过剂量目标，并确保手部皮肤、眼晶体等关键器官和组织的当量剂量不超过剂量限值。7.1.7.2手套箱、工作箱和取样柜的屏蔽层厚度应根据辐射防护计算结果及工艺操作特点决定。7.1.7.3手套箱、工作箱和取样柜应根据物料辐射特征、物态及形态特征选择箱体形式和种类、屏蔽材料。7.1.7.4当手套箱、工作箱和取样柜屏蔽外的中子辐射剂量（率）贡献超过10%时，可增设中子屏蔽材料，如聚乙烯、含硼聚乙烯等。7.1.7.5手套箱、工作箱和取样柜的窥视窗材料、厚度、组合形式应根据箱柜内物料辐射特征、操作方式、工作要求和辐射防护分析结果选定。7.1.7.6手套箱、工作箱和取样柜的窥视窗屏蔽应达到箱柜主体的屏蔽效果，并确保工作人员眼晶体当量剂量满足限制要求。7.1.7.7手套箱、工作箱和取样柜的贯穿件、衔接处的设计应在运行服役条件下，确保整体屏蔽效果和污染控制住设计要求范围。7.1.7.8工作人员进行手套箱操作时还应重点分析手部受到的辐射照射，通常手部受到的弱贯穿辐射剂量比强贯穿辐射剂量高10倍以上，应根据辐射防护分析确定是否采用防护手套和手持工具。一般情况，应根据废物的辐射和其他特征，在手套箱中配套不低于0.1mm铅当量的含铅防护手套，并要求手套具有一定防渗透和耐腐蚀能力，防止体表污染与摄入的放射毒性伤害、内照射危害，以及接触造成的放射性皮肤损伤，确保人员的辐射安全。工作人员在手套箱操作中，应在适当部位佩戴剂量计（如佩戴在手指上指环剂量计）。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.7.9手套箱和手套系统中应配备辐射和污染水平及泄漏监测装置或系统，在辐射和污染水平超标以及发生泄漏时进行实时监测与报警，人员应立即按照规程停止操作并撤离，尽快进行清洁去污，进一步测量和评估手部受照剂量和污染情况，不操作时手套处应有手套孔盖来保证屏蔽的连续性。7.1.7.10对于中、高放工作箱和取样柜，在可行的情况下，可在箱柜内增设内置屏蔽结构（如铸铁、碳钢、铅或复合材料的屏蔽托盘和屏蔽围板）以降低箱柜主体屏蔽的厚度、尺寸和重量。7.1.8屏蔽容器7.1.8.1核电厂中常见屏蔽容器包括乏燃料运输容器、放射性物品屏蔽转运容器、屏蔽检修装置等，其屏蔽应满足相关标准要求，确保人员受照剂量满足限制要求。7.1.8.2乏燃料运输容器的防护和屏蔽应符合GB11806相关规定和要求。乏燃料运输容器的防护和屏蔽应系统分析乏燃料组件特性及源项、装载方式和数量、运输条件、临界安全和运输载具等因素，严格按照标准要求限制辐射水平和污染水平，控制工作人员和公众的受照剂量以确保人员的辐射安全，保证物品运输安全，防止放射性物质泄漏和扩散。7.1.8.3乏燃料运输容器的屏蔽设计应考虑由于燃料组件特性、燃料管理策略、反应堆运行史和功率运行水平等因素使燃料组件在轴向和径向上的燃耗分布和辐射（中子和光子）分布存在的差异。7.1.8.4当多个燃料组件聚集装载时，经慢化后的中子会引起易裂变核素（如U-235、PU-239等核素）发生裂变反应，导致中子源增殖。乏燃料运输容器的屏蔽设计应考虑中子源增殖，在可行的情况下，在容器中设置中子吸收措施（如中子吸收材料加工的吸收板）。7.1.8.5屏蔽容器通常采用聚乙烯、含硼聚乙烯以及含硼树脂作为中子屏蔽材料，采用铅、不锈钢以及球磨铸铁等金属作为光子屏蔽材料。这些用于屏蔽中子的含氢和硼的有机材料受温度、湿度及辐照等因素影响较为明显，会导致材料出现一定程度的质量亏损现象；若光子屏蔽材料选用铅，由于铅的硬度低，在服役期间也可能发生一定程度的形变。屏蔽容器的屏蔽设计应能够适当包络在各状态、运输工况和服役环境下由于材料状态变化带来的影响。7.1.8.6遵照防护和安全最优化原则和要求，屏蔽容器的屏蔽设计可通过精细化建模和系统性分析以及经实验验证的情况下，在确保安全性的同时提升容器的经济性。7.1.8.7屏蔽容器设计应遵循辐射防护最优化原则，综合考虑为减小剂量率而增加的屏蔽厚度与由于容器尺寸、重量增加而延长的工作时间对工作人员所受剂量的影响。在从事容器操作的人员受照剂量没有明显增加的情况下，应尽可能地缩小屏蔽厚度、减轻屏蔽重量、降低经济成本、便于人员操作和维修。7.1.8.8应结合工作人员操作内容、操作方式以及操作频次等因素综合考虑厂内检修容器或运输容器外表面的剂量率水平和表面污染水平，以保护工作人员的辐射安全。7.1.8.9对于人员有接近需求的屏蔽容器，表面剂量率通常应不大于2mSv/h；特殊情况下，表面剂量率可以放宽到不大于10mSv/h；具体应根据工艺条件，现场工作人员的操作情况以及剂量控制要求进行综合考虑。7.1.9临时屏蔽7.1.9.1对于那些由于空间、位置、形状和设备布置等因素而使固定屏蔽措施不适宜、不适当、不现实或不可行的情况，可选择可拆装的临时屏蔽。如包裹在放射性水平高的设备或管道上的柔性屏蔽，以及通过搭建台架设置的屏蔽体。7.1.9.2对于有人员进出需求（频次较低）的高辐射区房间或区域，可以采用可装卸拼接的屏蔽块对人员出入口进行封堵。应采用适当形式和形状的封堵屏蔽块及拼接方式，拼接后的屏蔽体不应存在直接贯穿缝隙，安装后的屏蔽体的整体屏蔽效果应在服役期内满足屏蔽和防护要求。7.1.10屏蔽材料7.1.10.1核电厂屏蔽材料的选择应考虑辐射类型及能量（中子、光子和β射线材料和射线的相互作用（如散射、吸收、次级辐射的产生、活化等），并综合考虑材料的其他性能（机械性能、稳定性、与其他材料的相容性，结构特性），服役环境条件，以及材料老化、防火性能、耐温性能、空间和重量的限制等因素。7.1.10.2屏蔽材料应适于所服役的环境，满足相应的要求，如辐照、温湿度、酸碱腐蚀、老化、变性7.1.10.3在核电厂运行寿期内，屏蔽材料性能应能始终满足设计要求。应选用性能稳定、无毒、无特殊气味、容易获得、运输方便的材料。T/CEPPCXXXX—XXXX7.1.10.4可以根据防护用途和目的（如作为永久屏蔽、临时屏蔽或防护用品）合理选择屏蔽材料。7.1.10.5对于存在多种辐射类型的混合辐射场，应依据辐射源具体特征（如各种射线的总强度、能谱）选择复合型屏蔽材料或选择采用多种材料的组合。7.1.10.6对于强中子源的屏蔽，可通过非弹性散射截面高的重核材料对快中子进行慢化，慢化下来的中低能中子与轻核材料（如材料中的H元素）发生弹性散射，能量进一步降低（慢化为热中子），单质硼或硼的化合物中的B-10吸收由之慢化的热中子。屏蔽材料及其组合不仅可高效率地慢化和吸收中子，由于中子总的强度大幅降低，还可极大地减少的中子与屏蔽材料反应产生的次级辐射，并可以有效屏蔽掉γ射线以及中子与屏蔽材料产生的次级的γ射线。7.2源项控制7.2.1辐射源项是影响核电厂整体辐射水平的根本因素，对辐射源项进行控制是核电厂辐射防护的基础。在核电厂设计阶段初期就应当对辐射源项的控制加以考虑，并在现行技术基础上进行最优化设计。7.2.2活化腐蚀产物活化腐蚀产物控制的方法主要包括：a）材料选择应选择适当的材料，控制材料中形成活化腐蚀产物的源头核素的含量。在现有技术和可合理施行的情况下，尽可能地降低反应堆和主回路系统部件材料中的钴、银及锑的杂质含量，或减少及避免使用含有这些核素的材料。反应堆及主回路压力边界大部分材料主要是镍基合金，设计中可考虑采用其他合适的材料适当取代镍基合金。应控制耐腐蚀的镍基合金材料中都含钴杂质（Co-59）的质量含量（如不超过0.05%wt）。在经济和技术条件允许的情况下，应减少这些高钴材料的使用，并对使用高钴材料部件的主回路及相关联的系统进行评估，尽量减少采用含高钴材料的设备。应严格从源头上对活化腐蚀产物进行控制，一旦形成活化腐产物，在若干循环之内都是极难降低或消除的。除此以外，还应关注整个运行和停堆状态及状态变化期间冷却剂与材料的相容，尤其是注意晶间应力腐蚀裂纹的问题。b）材料表面处理主回路及相关联的系统的设备和管道表面进行抛光、钝化或镀铬处理以减小活化腐蚀产物的产生与累积。尤其应针对焊缝处的表面进行仔细的检视和抛光处理，保证其粗糙度满足要求，不应存在裂缝、孔隙和凸陷。钝化或镀铬处理可以增加材料耐腐蚀性能，有效降低材料腐蚀程度和速率，进一步阻止材料被腐蚀。对于反应堆堆内构件等重要部件可采用镀铬的表面处理。c）化学控制1）初次启堆的化学控制：宜在装料前进行一次为期数周的热态运行，在此过程中应注意消除介质中的氧，维持系统介质的化学特性，并保证系统充足的净化能力。2）运行中的化学控制：为减少回路中的腐蚀产物传输，服役条件下应尽量保持pH值恒定在6.9~7.2的范围内。为了减少一回路与冷却剂接触材料的腐蚀，除控制pH之外，还需要控制冷却剂中的氧、氟化物、氯化物、硫酸盐等的含量，以减少材料的腐蚀，降低机组的辐照剂量；同时，控制硅、钙、镁、铝等杂质的含量，减少杂质在燃料元件表面上的沉积，降低机组的辐照剂量。并且，控制介质中氢的含量，有利于抑制冷却剂介质的辐照分解，有助于维持冷却剂的还原性环境条件。3）停堆期间化学控制主要包括：——设置净化系统或设备核电厂应设置去除未被活化的非放射性腐蚀产物和放射性活化腐蚀产物的净化系统。净化系统采用过滤器和除盐器去除介质中的（活化）腐蚀产物，净化系统应能够包络反应堆启动和冷停堆状态时陡增的腐蚀产物和裂变产物。——系统的优化核电厂应基于现有技术和可施行的条件下，应对主回路与和辅助系统的布设进行优化。尽量控制放射性系统的总体量，优化设备数量、减少管道数量和长度、减少或避免系统中的无法或难以去污的死角和U形管段，以降低活化腐蚀产物沉积。应尽量将这些系统集中布置，靠近反应堆厂房进行布置，减T/CEPPCXXXX—XXXX少或避免跨越或贯穿于不同厂房，这样可大幅降低由于抗震等安全要求设置的转弯，减少活化腐蚀产物在系统中的沉积总量。7.2.3裂变产物裂变产物主要来自燃料包壳破损的燃料元件，还有很小的部分来自燃料组件表面的沾污铀。燃料包壳破损的主要原因是随冷却剂流动的微小颗粒与包壳作用所致的，可在适当位置安装过滤措施可大幅减少包壳破损。应严格控制包壳沾污的铀。在适当和可行的情况下，应尽快将包壳破损的燃料元件从反应堆中取出，减少由破损处释放到冷却剂中的裂变产物。应对运行状态下冷却剂放射性活度（浓度）进行监测，设置适当的运行限值，当冷却剂放射性活度（浓度）超过运行技术规格书中规定的运行限值时，必须在要求的时间内停堆。同时，在停堆换料操作期间，也应采取包壳失效的监测手段。7.3厂房布置应合理地布置含有放射性物质的系统、设备和厂房，减少工作人员接近高辐射区的次数，可以使操作方便，减少工作人员在辐射区的停留时间，从而降低工作中人的受照剂量。在设计中按以下原则进行布置：a）将放射性的厂房、设备与非放射性的厂房、设备分开布置；b