压水堆核电厂电离辐射屏蔽材料选用导则-征求意见稿

1T/CEPPCXXXX—XXXX压水堆核电厂电离辐射屏蔽材料选用导则本标准提供了核设施常规电离辐射屏蔽材料选取和应用的指导和建议，给出了与材料屏蔽特性和应用相关的信息。本标准适用于指导核设施设计、调试、运行和退役期间的常规电离辐射屏蔽材料的选取和应用。2规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是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。GB12163用于防护电离辐射的50mm和100mm厚墙的铅屏蔽构件GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB38452手部防护电离辐射及放射性污染物防护手套GB50011建筑抗震设计规范GB50204混凝土结构工程施工质量验收规范GB50267核电厂抗震设计标准GB50429铝合金结构设计规范GB6566建筑材料放射性核素限量GJB3420贫化铀金属锭规范GB/T11115聚乙烯(PE)树脂GB/T11352一般工程用铸造碳钢件GB/T1177铸造镁合金GB/T1348球墨铸铁件GB/T13820镁合金铸件GB/T1470铅及铅锑合金板GB/T17107锻件用结构钢牌号和力学性能GB/T20878不锈钢和耐热钢牌号及化学成分GB/T22095铸铁平板GB/T25748压铸镁合金GB/T26637镁合金锻件GB/T26648奥氏体铸铁件GB/T26725超细碳化钨粉GB/T26726超细钨粉GB/T27677铝中间合金GB/T31204熔模铸造碳钢件GB/T3190变形铝及铝合金化学成分GB/T32679超高分子量聚乙烯(PE-UHMW)树脂GB/T3458钨粉GB/T37681大型铸钢件通用技术规范GB/T3875钨板GB/T3880.1一般工业用铝及铝合金板、带材第1部分:一般要求GB/T40408高温气冷堆堆内构件用核级等静压石墨2T/CEPPCXXXX—XXXXGB/T41054高性能混凝土技术条件GB/T4295碳化钨粉GB/T50476混凝土结构耐久性设计标准GB/T50557重晶石防辐射混凝土应用技术规范GB/T5153变形镁及镁合金牌号和化学成分GB/T5154镁及镁合金板、带材GB/T5612铸铁牌号表示方法GB/T5613铸钢牌号表示方法GB/T5682硼铁GB/T6891铝及铝合金压型板GB/T8733铸造铝合金锭GB/T9439灰铸铁件GB/T9440可锻铸铁件EJ/T168核设备用不锈钢锻件EJ/T20077铅硼聚乙烯板规范EJ/T543核级三氧化二钆粉末技术条件HG20531铸钢、铸铁容器HG/T5645胶乳防氚手套JB/T2750高纯石墨JGJ/T385高性能混凝土评价标准JGJ/T395铸钢结构技术规程NB/T20012压水堆核电厂核安全相关混凝土结构设计规范NB/T20160压水堆核电厂不锈钢水池覆面施工技术规程NB/T47002.1压力容器用复合板第1部分：不锈钢-钢复合板YB/T2818石墨块YB/T4379等静压石墨YB/T4746铸造用等静压石墨YB/T5149铸钢丸YB/T5151铸铁丸YB/T5152铸铁砂YS/T1148钨基高比重合金YS/T1478铝基碳化硼中子吸收材料YS/T636铅及铅锑合金棒和线材YS/T659钨及钨合金加工产品牌号和化学成分中华人民共和国核材料管制条例核材料管制条例实施细则3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3.1中子注量率neutronfluencerate单位时间内进入以空间某点为中心的适当小球体的中子数除以该球体的最大截面积所得的商，单位3T/CEPPCXXXX—XXXX3.2防辐射混凝土radiationshieldingconcrete为提升对电离辐射的屏蔽性能添加了重骨料和中子屏蔽材料等特定组分的混凝土，干表观密度超过2500kg/m3，亦称生物屏蔽重混凝土。4总体要求4.1核设施选用的屏蔽材料应遵循辐射防护原则与要求，以确保有关人员免受超过国家规定剂量限值的辐射照射，并使辐射照射保持在合理、可行和尽可能低的水平。常规电离辐射屏蔽材料参见附录A。4.2在确保安全的前提下，屏蔽材料的选用应遵循辐射防护最优化原则，通过现有可行技术合理实现缩小体积、减轻重量和降低造价，并利于加工、制造、安装、建造、运行、操作、运输、检维修、拆除和更换。4.3要求具备屏蔽功能的核设施主体结构、建构筑物、系统、设备和装置等，应在满足其主体功能和基本性能指标范围内选用屏蔽材料。4.4宜根据工程要求和具体条件，选择浇筑、铸造、3D打印或聚合等加式制造，或对现存材料体切削、车铣或分割等减式制造。4.5核设施屏蔽材料的选择应考虑辐射源特征、材料与辐射的相互作用，并综合考虑材料的其他性能（机械性能、与其他材料的相容性，结构特性）、服役环境条件，以及空间和重量的限制等因素。4.6应根据辐射特征和服役环境条件，确保屏蔽材料的屏蔽性能、耐辐照性能、辐照稳定性、核热稳定性、辐照损伤、温湿度、防火性能、耐（酸碱）腐蚀性能、老化、变性、放射性物质吸附渗透和感生放射性能够满足设计要求。4.7在核设施运行寿期内，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，且材料不受服役环境中各因素影响而产生物理、化学危害或有毒物质。4.8应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。4.9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。4.10选用放射性物质组成或含有放射性物质的屏蔽材料（如贫化铀屏蔽体应充分考虑辐射与屏蔽材料的作用及可能产生的次级辐射，以及材料自身和经辐照作用后放射性对人和环境的影响，确保核与辐射安全。4.11用于核设施建造的建筑材料中的放射性核素含量应满足GB6566的限量规定。4.12核设施屏蔽系统及材料的选用应适当考虑纵深防御、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，采取与异常工况、潜在照射的大小和可能性相适应的多层屏蔽防护与安全措施（即纵深防御），以确保当某一层次的屏蔽防御措施失效时，可由下一层次的屏蔽防御措施予以弥补或纠正。4.13对于要求具备安保功能的屏蔽防护设施和设备，选用的屏蔽材料应满足安保设计要求。4.14部分屏蔽材料最终会成为放射性废物，应基于核设施特征综合考虑屏蔽材料的选用，实现放射性废物最小化，减少对后代健康和环境的影响。4.15设计中选用的屏蔽材料，应做便于退役的考虑，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。4.16在可选择的屏蔽材料范围内，应综合权衡材料本身成本与配套设施或设备的整体造价，以及几何尺寸、体积、重量、施工难度和建造时间等重要因素。对于重要设施设备或系统、高强度辐射、强贯穿辐射（如中子）、混合辐射或可能产生较强次级辐射的屏蔽，不宜单纯因屏蔽材料本身成本问题而影响材料的选用。4T/CEPPCXXXX—XXXX4.17为使屏蔽材料在服役环境中达到更好的工程应用效果，可采取适当的措施保护和保养，使其在服役寿期内维持良好的性能水平。4.18应对被放射性物质污染和（或）存在感生放射性（如被中子活化）的屏蔽材料而产生的放射性废物进行分类。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。5混凝土5.1普通混凝土5.1.1一般要求5.1.1.1屏蔽效果应达到工程辐射屏蔽设计目标要求，结构材料应满足结构设计要求。5.1.1.2服役环境满足以下条件时，可不进行特定限制：a)材料常时温度不超过-20℃~65℃范围，瞬时极限温度不超过150℃;b)辐射入射面的总辐射能量注量率不超过1010MeV/（cm2•sc)无酸、碱、盐或其他金属物质等腐蚀；d)环境气氛介质中无人工放射性物质；e)无水和（或）其他液体浸泡。5.1.1.3用于反应堆、加速器、射线装置或辐射发生器等高强度辐射屏蔽的混凝土，应在设计中分析其辐照稳定性、次级辐射和感生放射性（如中子活化确保寿期内混凝土结构安全，并使屏蔽体外人和环境的辐射影响控制在可接受的范围内。5.1.1.4混凝土屏蔽分析可根据具体情况，选用当前较为成熟且应用较为广泛的点核积分、离散纵标和(或)蒙特卡罗方法，并且应配套使用评价核数据库的当前经验证认可的有效版本。如采用其它方法，应证明所采用的方法不低于上述方法的工程应用可靠性和精度。5.1.1.5工程实际中混凝土材料和密度无法达到完全的均匀密实，混凝土屏蔽设计和分析中应做适当的包络性和保守性考虑。5.1.1.6放射性厂房或建构筑物不应存在贯通混凝土屏蔽结构体厚度方向的裂缝。5.1.1.7应分析混凝土与其他屏蔽材料交界处或结合部位的屏蔽效果；对于屏蔽效果减弱的情况，应设计适当的屏蔽补偿措施。5.1.1.8放射性厂房混凝土墙体施工缝不得留设平缝，应设置为凹凸企口缝。5.1.1.9下列混凝土屏蔽结构体不应留设施工缝：a)用于屏蔽反应堆、加速器、射线装置或辐射发生器等产生的高强度辐射；b)存在临界及其他重大安全风险、中高放料液和废物贮存、以及无法倒空的设备室或热室墙体；c)存在或潜在高气载放射性污染风险的厂房，如后处理产品产生热室等。5.1.1.10对于4.1.1.8中规定典型设施和厂房，如由于特殊原因（如施工难度极大、结构安全等）而难以实现不留设施工缝的情况，应将施工缝留设在非人员工作的位置和人员不易接近的位置，如留设在距离地面高于2m以上、相邻房间或区域交界间墙处以及区域中非人员工作一侧等位置。5.1.1.11如工程上对混凝土强度等级或耐久性有较高的特定要求，可采用高性能混凝土。高性能混凝土应满足GB/T41054的规定，并按照JGJ/T385规定进行评价。5.1.2组分5.1.2.1应根据辐射屏蔽要求确定混凝土组分、施工配合比、密度和强度等级。5T/CEPPCXXXX—XXXX5.1.2.2用于放射性检测实验室的混凝土，应采用不含人工放射性物质且天然放射性物质含量达标的配料，使实验室内外照射水平和气载放射性水平均不超过核设施本底辐射水平。如有特定要求，可检测测量混凝土的放射性废物含量或放射性水平。5.1.2.3混凝土中应充分考虑有害酸、碱、盐和金属的影响，以及相关因素对混凝土材料的降级。5.1.2.4混凝土屏蔽设计中可以按照设计组分或以往工程上的混凝土组分。如施工后的混凝土组分或密度与设计分析数据比较发生较大变化，应根据实际数据进行复核评估。5.1.3工程应用5.1.3.1为了避免放射性物质对混凝土表面造成污染和便于去污，核设施放射性厂房应根据环境条件在裸露的混凝土表面应涂抹防护涂层。防护涂层根据服役环境具体条件，应达到下列目的：a)阻抗酸、碱、盐、溶剂或其他物质的物理、化学腐蚀；b)易于清洁去污；c)不易吸附和沉积放射性物质；d)可有效防止放射性物质渗透；e)寿期内的辐照稳定性，不开裂、不脱落。5.1.3.2对于特定厂房和区域，会在混凝土表面上固定安装覆面，覆面多采用不锈钢材质。典型安装覆面的情况如下：a)为了防止正常运行和事故工况下放射性物质外泄，避免放射性气体可能造成周围区域的污染和便于去污，应考虑在放射性设备室和热室内壁设置覆面；b)为避免放射性废液可能造成周围区域的污染和便于去污，应考虑在乏燃料贮存水池、转运水道、以及收集放射性废液的地坑设置覆面；c)为防止污染和便于清洁，在混凝土地坑和管沟壁面敷设抗腐蚀钢衬里和提供耐敷设储罐。5.1.3.3混凝土结构体上的裂缝应满足GB50204规定。核安全相关混凝土结构体上的裂缝应满足NB/T20012的要求。5.1.3.4现浇混凝土结构外观质量不应有不符合质量规范的缺陷。现浇混凝土结构不应有影响屏蔽和结构性能及使用功能的偏差，位置和尺寸偏差符合GB50204规定。5.1.3.5放射性设施、建构筑物或厂房抗震伸缩缝（防震缝）应同时满足辐射防护和GB50267中结构抗震要求。伸缩缝应尽量避开有辐射防护要求的位置；当伸缩缝无法避开有辐射防护要求的位置时，伸缩缝应措施适当的措施，确保满足辐射防护要求。5.1.3.6混凝土施工应遵照施工标准，依标准程序实施，确保施工质量，混凝土屏蔽体均匀密实。5.1.3.7钢筋、预埋件和预留孔洞的安装要满足GB50204-2015第4.2.9和5.5.2要求。5.1.3.8核设施设计中应综合考虑辐射防护要求，在可行的情况下通过合理的技术手段尽量减少混凝土屏蔽结构体中预埋件、预留孔洞和穿管等各种贯穿的数量和尺寸大小（孔径、孔洞体积、穿行长度等）。5.1.3.9遵照辐射防护最优化原则，在可行的情况下凡是可避免和（或）减少混凝土屏蔽结构体中的贯穿的有效方式（如螺旋屏蔽装置）均应予以采用，将贯穿对混凝土结构体屏蔽效果削弱降到最低。5.1.3.10采用混凝土制作的屏蔽门、盖板、屏蔽塞、预制屏蔽砼块等可移动的屏蔽体除基本指标、机械性能、强度和屏蔽性能满足工程设计要求外，还应考虑其安装和组合方式，以及与屏蔽结构的装配形式和搭接，并根据工程实际将其尺寸和重量控制值适当范围内，以便其可通过可行的技术措施进行安装、拆卸或移动。5.1.3.11预制屏蔽砼块拼接组合方式可，参见附录B。5.2防辐射混凝土5.2.1一般要求5.2.1.1采用普通混凝土即可满足工程设计要求的混凝土结构，不宜以防辐射混凝土替代。6T/CEPPCXXXX—XXXX5.2.1.2未单独提出的材料组分和工程应用要求，可参照4.1普通混凝土的相关规定执行。5.2.1.3工程上应根据辐射源特征和辐射防护要求对防辐射混凝土结构进行辐射屏蔽专项设计和（或）分析。防辐射混凝土结构的屏蔽设计和（或）分析应基于其组分配合比、表观密度等主要参数考虑适当的包络性。5.2.2组分5.2.2.1根据工程要求，可单一选用铁矿石（赤铁矿、褐铁矿、磁铁矿或钛铁矿等）、重晶石、蛇纹石、金属砾块（钢、铁或铅制的砂、丸、锻状物）等，或将上述材料以适当配合比混合后作为防辐射混凝土重骨料。5.2.2.2同一设施的防辐射混凝土所用的骨料宜选用同一批次、同一矿床或同一产地的矿石，避免骨料指标存在较大偏差。5.2.2.3应根据辐射屏蔽要求和强度等级选用适宜的骨料。当要求的强度等级超过C40和（或）表观密度超过4000kg/m3时，骨料不宜选用重晶石。对于由外界因素导致混凝土结构体内部常时温度超过80℃的情况，工程上不宜选用重晶石作为骨料。5.2.2.4对于矿石骨料只能采用重晶石的情况，为配制强度等级更高（大于C40）和（或）表观密度更大（大于4000kg/m3）的防辐射混凝土，可选用满足施工指标要求的钢、铁砾块代替部分重晶石作为骨料。重晶石防辐射混凝土的组分、配比、性能和施工等宜按照GB/T50557的要求。5.2.2.5用于屏蔽中子或有中子屏蔽要求的防辐射混凝土，可选用含有化合水的矿石骨料或含有硼、锂或其他中子作用截面较大核素的物质。设计中应做充分的分析，确保混凝土中的中子吸收物质含量在核设施寿期内的服役环境条件下能够一直满足辐射屏蔽要求。5.2.2.6对化合水有要求的防辐射混凝土，应基于服役环境的温度、湿度和辐照强度等主要特征条件合理选择化合水的添加形式。对于由外界因素导致混凝土结构体内部常时温度在65℃~150℃的情况，宜采用含结构水和（或）结晶水的矿石作为混凝土的骨料。5.2.2.7防辐射混凝土中应尽量避免和减少添加非必要的外加剂。如需掺加外加剂，应考虑其对混凝土基本性能和辐照作用后的影响。5.2.2.8核反应产生的中子与伴生辐射，以及硼、锂等物质与中子作用（辐射俘获）的次级辐射能量会沉积在混凝土中。若选用防辐射混凝土屏蔽高强度中子源（反应堆、中子散裂源、射线装置或辐射发生器等），应权衡分析混凝土中子屏蔽材料组分对屏蔽效果与核热沉积的影响。5.2.2.9对于掺加含硼物质的防辐射混凝土，应考虑不同含硼外加剂对混凝土凝结时间、抗压强度、结合水含量及碱度的影响。5.2.2.10对于核动力厂与核燃料后处理厂等设施，为达到良好的工程安全和经济指标以及耐久性，防辐射混凝土中的氢元素含量宜控制在20kg/m3~30kg/m3，铁、钡、铅等重核元素含量宜控制在1500kg/m3~4000kg/m3，表观密度宜控制在2500kg/m3~4500kg/m3。5.2.3工程应用5.2.3.1对于设施或建构筑物部分结构采用防辐射混凝土的情况，应分析防辐射混凝土与普通混凝土或其他屏蔽材料交界处或结合部位的屏蔽效果。对于屏蔽效果减弱的情况，应设计适当的屏蔽补偿措施。防辐射混凝土与普通混凝土间的施工缝应采用凹凸企口缝。5.2.3.2应根据工程项目设计使用年限，选用符合要求的防辐射混凝土。5.2.3.3对于如窥视窗扩大段、热室扩大段等建构筑物或厂房局部通过采用防辐射混凝土以减少屏蔽体厚度的情况，应着重考虑交界处由于相邻屏蔽体厚度差对屏蔽效果的影响，并考虑其对反应谱的影响。5.2.3.4对于有抗震要求的防辐射混凝土结构，应按照GB50011的规定进行结构抗震设计。5.2.3.5防辐射混凝土耐久性设计应符合GB/T50467的规定。7T/CEPPCXXXX—XXXX5.2.3.6防辐射混凝土屏蔽结构体的最大裂缝宽度不应大于0.5mm，且不应存在贯通屏蔽结构体厚度方向的裂缝。5.2.3.7核设施采用防辐射混凝土结构厂房和（或）建构筑物，在竣工后应进行辐射屏蔽效能检测，经检测和验收合格后方可投入运行。6钢铁6.1铸铁6.1.1材料性能6.1.1.1宜基于工程要求，并根据物理特性、铸造性能、加工性能、减震性能、抗压强度、耐冲击性能、耐腐蚀性能、耐磨性以及经济性综合分析，选用铸铁或铸钢制造屏蔽体。铸铁的减震性能和抗压强度更好、更易于铸造，且制造成本更低。在能够满足工程基本性能要求的条件下，对于机械性能、材料韧性和加工性能不是特别高的情况，宜优先选用铸铁。6.1.1.2宜根据工程要求，合理选用符合GB/T5612牌号的灰铸铁、球墨铸铁、可锻铸铁或白口铸铁。6.1.1.3采用制造屏蔽容器、取样柜、螺旋屏蔽装置等屏蔽设备或装置的铸铁应符合HG20531的规6.1.1.4对于有较高强度、可塑性、韧性或加工要求的屏蔽体，可选用符合GB/T9440性能要求的可锻铸铁。6.1.1.5对于有一定的耐高温性能和耐腐蚀性要求的屏蔽体，可选用符合GB/T26648性能要求的奥氏体铸铁。6.1.1.6用于制造具有较高抗拉、抗压和机械性能的屏蔽设备或装置的球墨铸铁，应满足GB/T1348的规定。6.1.1.7用于屏蔽封堵或灌注在包壳内形成屏蔽体的铸铁砂应符合YB/T5152的规定，铸铁丸应符合YB/T5151的规定。6.1.1.8一般情况，用于辐射屏蔽的铸铁密度宜不低于7000kg/m3。对于不易于铸造的复杂结构等特定情况，在满足工程设计和辐射防护要求的条件下，可适当放宽铸铁件的密度。6.1.1.9铸铁屏蔽体的气孔、砂眼、缩孔等缺陷应满足GB/T22095的规定。6.1.1.10铸铁屏蔽体厚度方向的裂缝不应大于0.3mm，深度不应超过屏蔽体厚度的三分之一和50mm中的较小值，且裂缝存在的位置不影响屏蔽体的强度和机械性能。6.1.2工程应用6.1.2.1宜根据服役环境条件，对铸铁屏蔽体表面进行防腐蚀养护处理，如在铸铁屏蔽体表面涂抹防锈油、防锈剂、油漆等防护涂层，或进行电镀、烤蓝和发黑。6.1.2.2铸铁的主要优势在于一体成型。对于现有技术可接受的条件下，铸铁屏蔽体宜尽量采取一体熔铸。6.1.2.3屏蔽门、屏蔽盖板和屏蔽墙体可采用符合GB/T22095规定的铸铁制造。由于铸铁重量大，为减轻运输、吊装和安装等配套设施或设备的负担，宜将铸铁屏蔽体分为厚度相当的多层，尽量避免将完整屏蔽面分隔开。6.1.2.4放射性手套箱、工作箱和取样柜的操作侧宜采用整体铸造的铸铁屏蔽体。对于不能整体铸造的特定情况，连接缝应设置在避开人员操作位置，并尽量远的部位。连接缝应设置为凹凸企口缝，避免直通贯穿缝；或在连接缝单侧或两侧采取遮挡等可行的屏蔽补偿措施。6.1.2.5应分析放射性手套箱、工作箱和取样柜的铸铁屏蔽体与其他材料交界处，以及与贯穿件结合部位的屏蔽效果。对于屏蔽效果减弱的情况，应通过设计改进解决或采取适当的屏蔽补偿措施。8T/CEPPCXXXX—XXXX6.1.2.6工程上可根据辐射特征选用满足GB/T9439要求的灰铸铁制造的螺旋屏蔽装置。螺旋屏蔽装置的铸铁件密度不应低于7000kg/m3，螺旋叶片厚度方向不应存在贯通裂缝。由于铸铁件重量大，上下屏蔽体宜采用变截面螺旋屏蔽装置，并采取适当的安装方式。6.1.2.7用于装载、贮存、转运和运输的乏燃料组件（元件）、放射性产品和废物的屏蔽容器，可采用铸铁制造。屏蔽容器铸铁的裂缝尺寸和数量应满足产品质量要求，且在厚度方向不应存在贯穿裂缝。6.1.2.8采用铸铁制造的屏蔽体应进行射线或超声波探伤检测以及屏蔽性能检测，经检测合格后方可投入使用。6.2碳钢与不锈钢6.2.1材料性能6.2.1.1宜根据工程要求和屏蔽体指标要求，选用锻钢或铸钢制造。对于机械性能、韧性和可塑性等要求没有较高的特定要求的情况，宜选用铸钢。对于机械性能、韧性和可塑性有较高的特定要求，并且屏蔽体还需具有一定承压能力的情况，宜选用锻钢。6.2.1.2用于制造屏蔽体的锻件结构钢材应符合GB/T17107牌号要求。6.2.1.3宜根据工程要求，合理选用符合GB/T5613牌号的铸造碳钢、耐热铸钢、耐蚀铸钢或耐磨铸钢。6.2.1.4对于强度和耐磨性能要求较高的屏蔽设备或装置，可采用铸钢制造；铸钢应符合GB/T11352和（或）GB/T37681的规定。使用模具铸造的碳钢屏蔽件应符合GB/T31204的规定。6.2.1.5采用铸钢制造的屏蔽结构体应符合JGJ/T395的规定。6.2.1.6用于屏蔽封堵或灌注在包壳内形成屏蔽体的铸钢砂应符合YB/T5150的规定，铸钢丸应符合YB/T5149的规定。6.2.1.7宜根据工程要求，合理选用符合GB/T20878牌号的奥氏体型不锈钢、奥氏体-铁素体型不锈钢、铁素体型不锈钢、马氏体型不锈钢或沉淀硬化型不锈钢。6.2.1.8不锈钢与碳钢结合的屏蔽体，应考虑铁污染及腐蚀效应。6.2.1.9反应堆堆腔水池、堆内构件贮存水池、乏燃料贮存水池和转运水道、废水接收地坑等覆面应选用耐腐蚀性能、强度和韧性满足工程设计要求的不锈钢。6.2.1.10用于屏蔽的碳钢和不锈钢的密度应不小于7800kg/m3。6.2.2工程应用6.2.2.1用于核设备屏蔽的不锈钢件应符合EJ/T168的规定。设计中应确定不锈钢屏蔽体的尺寸和重量，使每批次不锈钢件的质量满足EJ/T168的要求。6.2.2.2用于容器或设备的不锈钢-钢复合板屏蔽体，宜参照NB/T47002.1要求执行。6.2.2.3由于碳钢硬度和经济性更好，无特殊要求的屏蔽门、屏蔽盖板、屏蔽塞、屏蔽补偿钢板宜采用碳钢制造。6.2.2.4为了保护碳钢防止腐蚀，宜在碳钢表面涂抹油漆等养护涂层。6.2.2.5采用钢砖垒筑、搭建和敷设屏蔽体的钢制屏蔽构件可参照GB12163实施。6.2.2.6对于反应堆堆腔水池、堆内构件贮存水池、乏燃料贮存水池和转运水道、废水接收地坑等不锈钢水池覆面施工应按照NB/T20160执行。覆面竣工后，应进行水池密封性试验检测和焊缝无损检测，以防止放射性液态介质渗漏。6.2.2.7对于贮存、运输或存放液态放射性介质的屏蔽容器，最内层覆材宜充分考虑可能的酸、碱腐蚀；基材宜选用强度和机械性能较强牌号的碳钢或不锈钢；最外层覆材宜选用强度、耐磨性和抗腐蚀综合性能较好牌号的不锈钢，如采用碳钢，应在碳钢表面涂抹防护涂层。9T/CEPPCXXXX—XXXX6.2.2.8采用碳钢或不锈钢制造的屏蔽体应进行射线或超声波探伤检测以及屏蔽性能检测，经检测合格后方可投入使用。7.1铅块（砖、板）7.1.1材料性能7.1.1.1用于核设施辐射屏蔽的铅块应是满足GB/T1470规定的铅或铅锑合金。7.1.1.2铅或铅锑合金块的密度应是满足GB/T1470对应牌号的规定。对于特定情况，在满足工程设计条件下，铅块的密度不应低于GB/T1470对应牌号规定值的95%。密度低于10.5g/cm3的铅块应判为不合格产品，不宜应用于工程中。7.1.1.3用于搭建屏蔽体的铅块，应根据工程实际情况选用满足特定硬度要求的铅或铅锑合金。所选用的铅或铅锑合金硬度应满足GB/T1470相应牌号的规定或工程设计要求，参见附录C。7.1.1.4铅或铅锑合金块的外形尺寸及其偏差应满足GB/T1470的规定。对于特定情况，在满足工程设计条件下，如构建的屏蔽体整体屏蔽效果满足工程设计要求，可适当放宽部分铅块的外形尺寸偏差。7.1.2工程应用7.1.2.1垒筑、搭建和敷设屏蔽体的铅屏蔽构件可遵照GB12163实施。7.1.2.2工程应根据安装技术条件选用适当尺寸和重量的铅块。一般情况，工程上宜优先选用厚度为50mm、100mm、150mm或200mm的铅块。7.1.2.3如采用铅块搭建的屏蔽体上存在窥视窗、机械手、屏蔽塞或其他贯穿装置，应分析其结合部位的屏蔽效果。对于结合部位屏蔽效果减弱的情况，应采取适当措施确保结合部位满足屏蔽要求。7.1.2.4用于高强度辐射屏蔽的铅块，应采用多层交错砌合方式，避免出现直通贯穿缝。工程上宜选方案，参见附录B。7.1.2.5由于铅块硬度低、密度大，可采用适当的辅助措施使铅屏蔽体满足工程要求。如将薄铅板固定在支撑架上，采用钢结构支撑铅块垒筑的屏蔽结构体。7.1.2.6对于屏蔽高强度高能量光子辐射的混凝土建构筑物，采用铅（合金）作为组合屏蔽材料或屏蔽补偿材料时，将铅（合金）置于内层的组合结构屏蔽体的厚度可更薄。7.2铅纤维（丝）7.2.1.1工程上可选用铅纤维作为屏蔽封堵材料。填充在贯穿孔洞、缝隙的铅纤维应满足辐射防护要求。铅纤维可选用符合YS/T636规定的线材。7.2.1.2用于辐射屏蔽的铅纤维密度不应低于10.0g/cm3。7.2.1.3用于辐射屏蔽的铅纤维横截面直径宜在0.1mm~5mm范围。7.2.1.4工程上宜采用长度大于50mm的铅纤维作为屏蔽封堵材料。7.2.1.5用于贯穿孔洞和缝隙屏蔽封堵的铅纤维，应明确填充率和屏蔽指标。7.2.1.6填充在贯穿孔洞和缝隙内的铅纤维应确保整体均匀密实。7.2.1.7对于大尺寸的缝隙和孔洞，可将铅纤维以适当的方式固定在网格状挂架后再进行填充。7.2.1.8填充在较大尺寸贯穿孔洞和缝隙内的铅纤维，宜根据具体情况在外部采取适当措施，确保铅纤维不脱落。7.2.1.9可将铅纤维或含铅纤维按照一定规则与其他材料纤维混编为防辐射织物。含铅纤维织物可用于制作防护服，也可采用含铅纤维织物以适当方式包裹、覆盖或缠附在物件上形成屏蔽体。T/CEPPCXXXX—XXXX7.2.1.10含铅纤维织物防护服应进行辐射防护性能检测。人员应根据辐射场特征，穿戴合格的含铅纤维织物防护服。7.3铅砂7.3.1.1工程上可采用铅砂作为屏蔽封堵材料，或灌装在密封件内作为屏蔽装置。下列为常见的采用铅砂填充作为屏蔽的情况：a)屏蔽体上的贯穿孔洞，如屏蔽墙体内的贯穿件内或弧形套管内；b)电气贯穿件、流体贯穿件、电缆贯穿屏蔽装置内；c)屏蔽容器、屏蔽门、屏蔽盖板夹层内。7.3.1.2铅砂应充满所填充的贯穿或装置内部空间，均匀密实。一般情况，铅砂的振实密度不宜低于7.0g/cm3；特定情况，可根据工程要求控制铅砂填充后的密度。7.3.1.3铅砂的最大粒径不宜大于10mm。工程上宜选用粒径为0.05mm-5mm的铅砂。7.3.1.4对于中子、光子混合辐射的屏蔽，可将中子屏蔽材料固体颗粒（如硼砂、碳化硼颗粒）以适当比例掺合入铅砂中。7.3.1.5如对填充的铅砂还有一定抗压强度或硬度要求，可将钢砂或铁砂以适当比例掺合入铅砂中。7.3.1.6采用填充铅砂方式的屏蔽封堵，应采取适当的方式进行固定密封，防止铅砂流失。7.4铸铅件与熔铸铅7.4.1.1铸铅件可采用铅或铅锑合金熔铸。选用的铅或铅锑合金的牌号和化学成分等应为符合GB/T1470规定的合格产品。7.4.1.2铸铅件的密度不应低于所选用与GB/T1470相应牌号的铅或铅锑合金密度的95%。密度低于10.5g/cm3的铸铅件应判为不合格。对于不易熔铸的复杂几何形状的铸铅件，在满足工程设计和辐射防护要求的条件下，可适当放宽铸铅件的密度。7.4.1.3铸铅件的组织应是致密的，表面不应有裂纹。7.4.1.4工程上可将铅或铅锑合金熔化后浇注在金属壳内形成屏蔽体。如熔铸铅屏蔽容器。7.4.1.5浇注在容器内的熔铸铅的密度应满足7.4.1.2规定。7.4.1.6应根据设备尺寸和重量选择适当的包壳材料，使熔铸铅所浇注的包壳具有足够的刚度，以确保浇注后设备主体变形不超过GB/T6414的规定。7.4.1.7包壳内可采用肋板或筋条等措施增加刚度，应分析设置肋板位置处的屏蔽效果。7.4.1.8包壳内被肋板分隔的空间宜预留连通孔洞，以增加熔铸铅的流动性。7.4.1.9浇注熔铸铅的工程中可采取适当的措施，确保熔铸的铅屏蔽体紧致密实。7.4.1.10采用熔铸铅工艺制造的屏蔽设备和装置应进行无损检测和屏蔽实验检测，经检测合格后方可投入使用。8其他金属屏蔽材料8.1钨及钨合金8.1.1材料性能8.1.1.1用于防护电离辐射的钨屏蔽体应符合GB/T3875的规定。8.1.1.2钨屏蔽体的密度不宜小于19.0g/cm3。对于特定情况，在能够满足工程和屏蔽性能要求的条件下，钨屏蔽体的密度不宜低于规定密度的95%。T/CEPPCXXXX—XXXX8.1.1.3选用的钨及钨合金应符合YS/T659牌号及化学成分。在满足工程和屏蔽性能要求的条件下，钨及钨合金的杂质含量可按实际产品指标协定；如对钨及钨合金化学成分有特殊要求，宜经分析后协定。8.1.1.4用于辐射屏蔽的钨基高比重合金应满足YS/T1148的规定。钨基高比重合金密度不宜小于16.5g/cm3。8.1.1.5用于制造钨及钨合金或含钨屏蔽材料的钨粉应符合GB/T3458的规定。其中FW-1适于制造碳化钨粉和大型板材，FW-2适用于制造高密度屏蔽材料。钨粉加工制造中应在无酸碱气氛环境内，严防氧化，确保制造的屏蔽体的质量。8.1.1.6对于需要硬质合金作为屏蔽材料的特定情况，用于铸造钨合金的碳化钨粉应符合GB/T4295的规定。8.1.1.7屏蔽材料中掺加的钨粉应符合GB/T3458的规定，碳化钨粉应符合GB/T4295。由于钨粉和碳化钨粉密度较大，为达到更好的均匀性，可选用满足GB/T26726要求的超细钨粉或满足GB/T26725要求的超细碳化钨粉。8.1.1.8屏蔽材料中掺加的钨粉或碳化钨粉的含量应使同时满足屏蔽要求、工程和机械性能指标。8.1.2工程应用8.1.2.1工程中受空间和载荷限制，为减小屏蔽体尺寸、体积和重量，可选用钨及钨合金作为屏蔽材料。8.1.2.2由于钨及钨基高比重合金对光子的屏蔽性能优于铅及铅合金，且钨及钨基高比重合金机械性能、硬度等明显好于铅及铅合金。一般情况，工程上可采用钨及钨基高比重合金替代铅及铅合金。8.1.2.3由于钨与中子作用截面更大，其中子的屏蔽性能优于铅。对于中子或存在中子的混合辐射，采用相同厚度钨及钨基高比重合金能够比铅及铅合金达到更好的屏蔽效果；在达到相同屏蔽效果的条件下含）钨及钨基高比重合金的屏蔽厚度更薄。8.1.2.4钨具有较好的光子和中子综合屏蔽性能，钨（合金）或与其他材料的组合、含钨材料可作为乏燃料运输容器、高放废液及其玻璃固化体运输或转运容器、装载机等设备的屏蔽。8.1.2.5组合结构的屏蔽体中，钨（合金）、含钨材料与其他材料的结合部位，应分析屏蔽效果。对于屏蔽效果减弱的情况，应调整屏蔽体组合、结构形式，或采取适当的屏蔽补偿措施。8.1.2.6一般情况，对于中子、光子混合屏蔽，将钨（合金）置于内层的组合结构屏蔽体的厚度可更8.1.2.7对于屏蔽高强度高能量光子辐射的混凝土建构筑物，采用钨（合金）作为组合屏蔽材料或屏蔽补偿材料时，将钨（合金）置于内层的组合结构屏蔽体的厚度可更薄。8.1.2.8钨（合金）耐高温性能强，对于辐射源释热量大、核热沉积高的情况，可采用钨（合金）作为屏蔽体。8.2铝（合金）与镁合金8.2.1材料性能8.2.1.1用于屏蔽的铝（合金）应需要符合GB/T3190牌号及化学成分。8.2.1.2一般情况，应用屏蔽的铝（合金）板应符合GB/T3880的规定。采用加工形式制造屏蔽的铝（合金）板的质量和机械性能应符合GB/T6891的规定。8.2.1.3以铝为基材，与其他金属或非金属熔制的合金的屏蔽体化学成分宜参照GB/T27677。对于有特殊要求的情况，可采用屏蔽和机械性能满足工程要求，并经检测合格的特定化学组分的铝基合金。8.2.1.4如屏蔽需采取铝合金结构，其设计应满足GB50429的要求，确保铝合金结构在设施运行寿期内的结构稳定性和屏蔽性能满足设计要求。T/CEPPCXXXX—XXXX8.2.1.5用于屏蔽电子等弱贯穿辐射的铝（合金）密度不宜小于2.5g/cm3。添加钨、铅、铁或镍等重核元素材料的铝基合金的密度宜按照工程要求的合格产品指标执行。8.2.1.6用于屏蔽的镁（合金）应需要符合GB/T5153牌号及化学成分。8.2.1.7用于加工制造屏蔽体的镁（合金）板应需要符合GB/T5154的要求。8.2.1.8用于屏蔽电子等弱贯穿辐射的镁（合金）密度不宜小于1.6g/cm3。8.2.1.9用于铸造屏蔽体的镁合金应符合GB/T1177或GB/T25748的规定。加工制造的镁合金屏蔽体铸件的机械性能、几何尺寸偏差和质量应满足GB/T13820要求。8.2.1.10采用锻造的镁合金屏蔽体应符合GB/T26637的规定。8.2.2工程应用8.2.2.1可采用铝（合金）或含铝的轻核元素材料屏蔽电子（如β-和β+）和带电粒子（如α),降低电子和带电粒子与屏蔽材料作为产生的韧致辐射光子（X射线）。8.2.2.2大多数裂变产物核素和感生放射性核素（如中子活化）是β衰变体，在核素衰变工程中会伴生跃迁的γ射线。对于β衰变体产品或含有β衰变体的产品，可采用铝（合金）作为内层的组合结构屏蔽，如用于乏燃料组件贮存格架中子吸收材料的含硼铝。8.2.2.3由于铝具有良好的机械性能和可塑性，工程上可以铝作为基材添加硼、钨等元素制造屏蔽材料。8.2.2.4添加硼和钨的铝基材料具有中子和光子综合屏蔽性能，可作为反应堆、乏燃料组件、高放废液及其玻璃固化体的屏蔽材料。8.2.2.5对于特定情况，需要采用镁合金或其与其他材料组合结构作为屏蔽体，应充分屏蔽体的机械性能和耐高温性，确保服役期间的稳定性与安全性。8.2.2.6能够采用铝合金或其他适合的材料替代镁合金时，宜尽量避免和减少使用镁合金作为屏蔽材料。8.3贫化铀8.3.1材料性能8.3.1.1用于制造屏蔽体的贫化铀应符合GJB3420的规定。8.3.1.2贫化铀中U-235的含量应小于0.4%，杂质含量（除U-235和U-238外的其他核素）小于0.2%。8.3.1.3贫化铀屏蔽体表面剂量率不宜超过500μGy/h。8.3.1.4贫化铀屏蔽体的密度不宜低于18.5g/cm3。8.3.1.5当辐射入射面的总辐射能量注量率不超过1018MeV/（cm2•s）时，贫化铀屏蔽体应仍能满足工程机械性能和屏蔽性能要求。8.3.2工程应用8.3.2.1贫化铀的使用应符合《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则。应按照相关条例和法规设置实物保护与核安保措施。8.3.2.2贫化铀具有良好的光子(γ和X射线）屏蔽性能。为便于运输，最大限度减小占用的空间和装置的重量，可选用贫化铀作为（移动式）反应堆、乏燃料运输容器和放射性物品或废物运输装置的屏蔽材料。8.3.2.3选用贫化铀作为反应堆、加速器、射线装置或辐射发生器的屏蔽，应分析辐射与贫化铀的作用及可能产生的次级辐射，以及材料自身和经辐照作用后放射性、化学毒性对人和环境的影响，确保核与辐射安全。T/CEPPCXXXX—XXXX8.3.2.4当由于高强度辐射致使贫化铀辐射毒性增加10%以上时，应进行复核分析和检测，以进行使用性评估。8.3.2.5一般情况，为了便于退役和放射性废物处理处置，提升环境友好性，不宜将贫化铀掺加在其他材料内作为屏蔽材料。9高效中子屏蔽材料（硼、锂、钆）9.1硼元素中的同位素B-10具有较大的热中子吸收截面，硼可作为中子或存在中子的混合辐射屏蔽材料的添加成分。9.2用于屏蔽材料组分的硼元素中的同位素B-10的比例应不低于天然丰度。对于特定情况，在满足工程和屏蔽效果的条件下，硼元素中的同位素B-10的质量比例不宜低于15%。9.3工程上可以硼单质或含硼化合物的形式添加到金属材料、非金属材料或有机材料中作为屏蔽材料。9.4屏蔽材料中添加硼会降低基材的机械性能和可塑性等，应使含硼量控制在材料性能指标范围内，达到满足屏蔽效果的同时，确保屏蔽材料机械性能可满足工程要求。9.5应采用符合GB/T5682规定的硼铁（钢）制造屏蔽体。用于吸收中子的铝基碳化硼材料的含硼量（B-10）应符合YS/T1478的规定。9.6用于屏蔽高中子注量（率）的含硼屏蔽材料，应分析确定屏蔽材料中的硼含量在其服役寿期内始终满足屏蔽设计要求。9.7由于硼的热中子吸收截面大，与中子的作用会产生大量的核反应热并沉积在屏蔽材料中。对于高强度中子辐射，应分析硼与中子作用的释热对屏蔽材料性能的影响，确保服役寿期内材料的稳定性。9.8工程上宜选用符合EJ/T543规定的Gd2O3粉末颗粒添加到基材中作为屏蔽材料。其中Gd-155和Gd-157同位素不宜低于天然钆的丰度，即Gd-155同位素含量不宜低于14.8%，Gd-157同位素含量不宜低于15.7%。9.9屏蔽材料中添加了钆或含钆化合物含量宜控制在同时满足屏蔽性能和机械性能要求。为控制材料的机械性能，铝基合金（6061Al）中Gd2O3的含量不宜超过10%。9.10可以采用含钆玻璃作为强中子辐射的热室或取样柜的窥视窗材料。9.11锂的化合物化学稳定性较差，且浓缩锂属于管制核材料，镉具有毒性。对于反应堆或实验室外的常规屏蔽体，不宜优先选用添加锂及其化合物、镉及其化合物的屏蔽材料。10石墨10.1生产堆、研究堆、（高温）气冷堆、（钍基）液态熔盐堆、聚变堆宜选用等静压石墨作为堆芯或装置的慢化剂、反射层和屏蔽材料。10.2反应堆用等静压石墨应采用符合JB/T2750要求的高纯石墨原料，化学组分和基本性能应满足YB/T4379或YB/T4746（铸造用）要求，特定的各向同性度、密度、机械性能和辐照指标等核级技术指标应满足GB/T40408的规定。10.3用于反应堆或辐射装置慢化剂和反射层的核级石墨杂质的硼当量应满足GB/T40408的规定。10.4用于反应堆或辐射装置外的常规屏蔽，可选用符合YB/T2818要求的石墨块作为屏蔽体。为保证屏蔽体整体稳定性，可采取拼插、套封、粘结等适当的辅助固定措施。10.5用于辐射粒子慢化、反射和屏蔽的石墨密度不宜小于1.70g/cm3。10.6石墨在长期高注量（快）中子辐照下会累积潜能，在退役石墨的处理处置前应充分分析，防止不当的处置导致潜能大量释放造成核与辐射事故。10.7辐照效应对石墨的形状和材料性能影响可按照累积快中子（E＞0.1MeV）注量划分：T/CEPPCXXXX—XXXXa)＜1.26×1018n/cm2，即等效＜0.001dpa[0.7×1018/cm2(EDND)]辐照效应的辐照影响可忽略；b)＞1.26×1018n/cm2，即等效＞0.001dpa[0.7×1018/cm2(EDND)]辐照效应的辐照对热导率的影响应予以考虑；c)＞3.6×1020n/cm2，即等效＞0.25dpa[2.0×1020/cm2(EDND)]辐照效应的全部辐照影响均应予11有机材料11.1聚烯烃树脂11.1.1材料性能11.1.1.1对于中子辐射的屏蔽，可根据工程条件选用富含氢元素的有机聚合树脂。常见的树脂包括聚乙烯、聚丙烯、聚苯烯树脂，以及氯聚乙烯等聚合树脂。聚乙烯树脂具有含氢量高、经济性好的特点，工程上宜优先选用聚乙烯作为屏蔽材料。11.1.1.2制造屏蔽体的聚乙烯的牌号、机械性能、符合变形温度等基本性能和技术指标应符合GB/T11115的规定。11.1.1.3对于机械性能、密度和氢元素含量有更高要求的屏蔽体，可选用符合GB/T32679规定的超高分子量聚乙烯。11.1.1.4用于屏蔽的聚乙烯密度不宜低于0.8g/cm3，氢元素质量含量不宜低于7.5%。11.1.1.5用于屏蔽的超高分子量聚乙烯密度不宜低于0.9g/cm3，氢元素质量含量不宜低于8.5%。11.1.1.6聚乙烯屏蔽体服役环境环境温度不宜超过60℃,瞬时极限温度不宜超过120℃。11.1.1.7将聚乙烯熔融后浇注的屏蔽体的密度不应低于原材料密度的95%。11.1.1.8聚乙烯屏蔽体累积辐照剂量不宜超过1.0×106Gy。11.1.1.9为达到更高的耐高温性能或力学性能，可添加混合聚丙烯等材料形成共聚物或离子交联聚合物进行改性。11.1.2工程应用11.1.2.1对于中子辐射或存在中子的混合辐射，可采用聚乙烯及其与其他材料组合结构作为屏蔽体。11.1.2.2对于仅采用聚乙烯材料的情况，为提升其整体机械性能和防止磨损，可将其封装在包壳中。应根据设备尺寸和重量选择适当的包壳材料，包壳具有足够的刚度，以确保浇注后设备主体变形不超过设计要求。11.1.2.3对于屏蔽盖板等需要承担受力载荷的屏蔽体，应根据抗压强度和硬度确定包壳的材料和厚度尺寸。11.1.2.4采用聚乙烯作为屏蔽应充分考虑服役环境温度和防火要求，确保设计工况下的屏蔽效果。11.1.2.5对于采用聚乙烯与金属组合结构作为屏蔽，应考虑在高温和失火情况下由于聚乙烯丧失导致的屏蔽失效或减弱。11.1.2.6在满足工程设计要求的情况下，可根据辐射特征在聚乙烯基材中添加适当含量的硼、铅、钨等物质，制造复合屏蔽材料。11.1.2.7对于反应堆、乏燃料等中子、光子混合辐射的屏蔽，可采用内层金属材料与外层聚乙烯（或含硼聚乙烯）的组合屏蔽结构。11.1.2.8后处理设施的设备室和热室的屏蔽门、屏蔽盖板、屏蔽塞，取样柜、工作箱，中、高放射性物质的屏蔽容器、装载机可采用聚乙烯与金属组合的屏蔽结构。11.2环氧树脂T/CEPPCXXXX—XXXX11.2.1用于屏蔽的环氧树脂密度不宜低于0.9g/cm3，氢元素质量含量不宜低于7.0%。11.2.2环氧树脂屏蔽体服役环境环境温度不宜超过80℃,瞬时极限温度不宜超过140℃。11.2.3将环氧树脂熔融后浇注的屏蔽体的密度不应低于原材料密度的95%。11.2.4环氧树脂屏蔽体累积辐照剂量不宜超过1.0×106Gy。11.2.5对于服役环境温度较高的情况，可选用环氧树脂代替聚乙烯作为屏蔽材料。11.2.6环氧树脂的工程应用要求可参考聚乙烯相关要求执行。11.3橡胶11.3.1防护手套11.3.1.1应根据操作对象辐射特征和用途，选用适合的单层橡胶或多层材料的防护手套。11.3.1.2制造防护手套的橡胶应能防止放射性物质渗透，且不受环境中其他因素的影响。11.3.1.3防护手套主要分为防（弱贯穿）辐射手套和防渗透手套。11.3.1.4防辐射手套主要用于放射性物质的α、β等弱贯穿辐射，避免手部受到超剂量照射，防止手部的放射性皮肤损伤。11.3.1.5防辐射手套可在橡胶基材中添加适量的铅、钨等重核元素及其化合物。11.3.1.6采用橡胶及其他材料制造的防辐射手套屏蔽效果及划分，可使用等效的铅当量表示。常用的防辐射手套为0.05mm-0.5mm铅当量。11.3.1.7对于需精准操作的情况，应控制防辐射手套橡胶基材中添加剂的含量，使手套具有良好的灵活性，确保工作效率，并降低辐照时间。11.3.1.8防渗透手套主要用于防止氚（包括氚化水）、放射性及高化学毒性液体、小分子放射性物质的渗透，防止放射性物质经由手部皮肤渗入所致的内照射和化学毒性对人体的危害。11.3.1.9用于氚污染的防渗透手套，宜采用丁基橡胶及其复合材料。采用橡胶制造的防氚渗透手套的基本性能、防氚性能、质量、检测等应符合HG/T5645的规定。11.3.1.10根据操作对象和环境条件，选择的橡胶应具备相应耐酸、碱腐蚀性能。11.3.1.11防护手套选用的橡胶应满足服役环境温度要求，在使用期限内手套不出现粘黏、破损或开裂。11.3.1.12用于制造防护手套的橡胶的基本性能和检测测试应满足GB38452的规定。11.3.1.13采用橡胶制造的防护手套的耐辐射性能应满足工程要求，确保在使用期限内手套材料不会出现变脆变硬或变黏，扯断伸长率、硬度等明显下降，密封失效。11.3.2防辐射橡胶11.3.2.1针对辐射特征或环境条件，可在天然橡胶或合成橡胶基材中添加适量的硼、铅、钨等元素及其化合物，以达到提升橡胶屏蔽性能。11.3.2.2一般情况，随着屏蔽物质添加剂含量增加，橡胶的弹性和机械性能会降低。对于具有一定弹性和机械性能要求的橡胶，应控制屏蔽物质添加剂的含量和添加形式。11.3.2.3防辐射橡胶可加工制造为具有一定几何形状的屏蔽件。11.3.2.4可移动的屏蔽容器或装置可以采用防辐射橡胶与金属组合结构屏蔽。11.3.2.5柔性防辐射橡胶可作为可移动金属屏蔽容器下部的缓冲垫层，防止容器在抬升、下降、转运、运输或移动中与周边物体的硬接触或碰撞造成损伤。T/CEPPCXXXX—XXXX11.3.2.6由于橡胶具备较好的机械性能和抗拉伸强度，可采用防辐射橡胶弹体作为备用孔洞的屏蔽封堵材料，以便于后续孔洞启用时能够易于将封堵材料整体取出。11.3.2.7橡胶或添加屏蔽物质的防辐射橡胶可作为柔性屏蔽封堵材料。11.3.2.8防辐射橡胶可用于屏蔽盖板缝隙封堵，防止腐蚀漏束，并可起到一定的气密封堵作用。11.3.2.9采用以橡胶为基材的屏蔽材料，应考虑服役环境条件的耐高温和防火要求。11.3.2.10手套箱、工作箱、取样柜等设备贯穿连接件可采用柔性防辐射橡胶。12复合屏蔽材料12.1有机基材复合屏蔽材料12.1.1.1对于中子辐射或存在中子的混合辐射，可选用富含氢元素的有机材料作为基材，添加适量的硼、铅、钨等元素及其化合物制成具有良好综合屏蔽性能的复合屏蔽材料。12.1.1.2有机基材复合屏蔽材料除要满足屏蔽要求，还应满足工程上对材料的抗压强度、抗拉伸强度、机械力学性能、耐高温性能、防火性能、耐腐蚀性能等基本要求，以及耐辐射性能、感生放射性等特殊要求。12.1.1.3添加在有机基材中的物质应是无化学毒性或低化学毒性材料。12.1.1.4有机基材复合屏蔽材料中不宜添加放射性物质（如贫化铀）。12.1.1.5工程上可选用综合屏蔽性能较好的铅硼聚乙烯或树脂基钨硼作为屏蔽材料。12.1.1.6铅硼聚乙烯板的材料组分、密度、材料性能和使用环境应符合EJ/T20077的规定。12.1.1.7熔融后浇注的铅硼聚乙烯的密度不宜低于原材料的95%。12.1.1.8树脂基钨硼的密度宜在1.5g/cm3~6.5g/cm3。12.2无机基材复合屏蔽材料12.2.1.1可在铝、钢铁等金属基材中添加适量的金属氢化物、硼、铅、钨、钆等元素及其化合物制成具有良好综合屏蔽性能的复合屏蔽材料。12.2.1.2对于中子或中子、光子混合辐射，且机械性能、耐高温性能、耐腐蚀性能要求比较高的情况，宜选用无机基材复合屏蔽材料，如钨硼铝基合金。13贯穿（孔洞）封堵屏蔽材料13.1硅酮13.1.1对于屏蔽体两侧均无辐射源和放射性污染的情况，屏蔽体贯穿孔洞可采用硅酮（泡沫）进行封堵。13.1.2对于屏蔽体一侧或两侧均存在辐射源和（或）放射性污染的情况，屏蔽体贯穿孔洞应采用高密度硅酮进行封堵。13.1.3用于屏蔽封堵的高密度硅酮材料的密度不宜小于2.5g/cm3。13.1.4用于屏蔽封堵的高密度硅酮填充率不宜低于90%，填充应做到均匀密实。13.1.5对于孔洞中贯穿的管道、传动轴或其他存在震动或波动的装置，需要孔洞填充材料具有一定的减震性能和弹性，可采用柔性硅酮弹体进行封堵。13.1.6对于后期需要打开的预留弧形套管孔洞，可采用柔性硅酮弹体进行封堵。13.1.7柔性硅酮弹体的密度不宜小于2.2g/cm3。T/CEPPCXXXX—XXXX13.1.8高密度硅酮和柔性硅酮弹体的耐腐蚀性能应满足服役环境条件。13.2树脂基屏蔽腻子13.2.1可在树脂基材中添加适量硼、铅、钨等元素及其化合物制成用于贯穿孔洞封堵的树脂基屏蔽腻子。13.2.2应根据辐射特征和服役环境条件，选用满足屏蔽要求的型号。13.2.3树脂基屏蔽腻可用于填充屏蔽体缝隙（如混凝土裂缝）。13.2.4使用树脂基屏蔽腻子应考虑服役环境的温度和防火要求。13.2.5用于贯穿孔洞屏蔽封堵的树脂基屏蔽腻子密度不宜低于1.5g/cm3。13.3铅纤维和铅砂13.3.1用于屏蔽封堵的铅纤维和铅砂应满足7.2和7.3要求。13.3.2对于大尺寸的缝隙和孔洞，采用铅纤维封堵后，应在屏蔽体外部采取适当措施进行固定，防止铅纤维脱落。13.3.3铅砂可填充在预留孔洞，以便于后期开启。13.3.4如填充的铅纤维或铅砂在受到外力影响后发生形变，应采取适当措施进行修复。13.4混凝土13.4.1用于屏蔽封堵的混凝土宜具备良好的流动性和自密实性，填充应做到均匀密实。13.4.2用于屏蔽封堵的二次浇注混凝土最好选用与原屏蔽体相同或相近组分配比的混凝土。13.4.3用于屏蔽封堵的二次浇注混凝土可选用比原屏蔽体密度和屏蔽性能更好的混凝土。13.4.4用于屏蔽封堵的二次浇注混凝土的密度原则上不宜低于原屏蔽体混凝土密度。如二次浇注混凝土的密度低于原屏蔽体混凝土密度，则应确保封堵后的达到与原屏蔽效果相当的水平，或整体屏蔽效果控制在可接受的水平。13.4.5对于放射性厂房或房间中孔径大于1m或面积大于1m2的工程孔洞，应在原屏蔽体孔洞设置企14屏蔽玻璃14.1材料性能14.1.1屏蔽玻璃主要包括具备良好辐射稳定性的耐辐射玻璃和防辐射玻璃，以及兼具耐辐射和防辐射性能的玻璃。采用的屏蔽玻璃组分参见附录D。14.1.2耐辐射玻璃中铈（CeO2）含量宜控制在1.5%-2.5%，以使满足辐照稳定性的同时，避免过量添加而引起透光率的不必要降低。14.1.3用于屏蔽光子的防辐射玻璃中主要添加铅、钡等重核元素及其化合物。14.1.4用于屏蔽中子的防辐射玻璃可添加硼、钆等元素及其化合物。14.1.5可在玻璃基材中同时添加适当含量的稳定剂和辐射屏蔽物质制成兼具耐辐射和防辐射性能的玻璃。14.1.6玻璃中气泡最大直径不应大于1mm，每千克玻璃中气泡数量不宜超过10个。14.1.7玻璃表面经抛光等处理后，表面质量应达到以下要求：a)麻点或开口气孔不得超过10个；b)不应有波筋、沙粒、疙瘩和线道；T/CEPPCXXXX—XXXXc)主视范围不应有水印；d)不应有氧化铁痕迹；e)中心区域不应有缺陷；f)内层玻璃中心区域不应有影响可视度的磨伤。14.1.8玻璃内部不应有折叠和条纹束。14.1.9玻璃弯曲率不超过0.1%。14.1.10玻璃透光率、折射率应满足工程设计要求。相邻玻璃的折射率宜尽可能相近。14.1.11合格产品应使用酸腐蚀法镀增透膜，以提高玻璃的透光率，化学稳定性和表面机械强度。14.1.12玻璃的耐腐蚀性能和辐照稳定性应经过实验检测。14.1.13用于屏蔽的玻璃密度不宜低于2.5g/cm3。14.2工程应用14.2.1应据辐射特征、服役期限和环境条件，选用合适的屏蔽玻璃材料及其组合，确保服役寿期内由辐射引起的着色变暗程度满足设计要求，屏蔽整体的透光率能够满足功能指标要求。14.2.2根据辐射特征，可在玻璃间填充高耐辐射性能且具有屏蔽性能的透光液体，如溴化锌、水、特种油（甲基硅油）。14.2.3对于玻璃入射面辐射剂量率超过500μGy/h或累积剂量超过1.0Gy/h的情况，应采用耐辐射玻璃与防辐射玻璃的组合形式。耐辐射玻璃应安装在靠近辐射源一侧，使防辐射玻璃入射面的剂量率满足设计指标要求。14.2.4应根据辐射特征进行分析，使窥视窗玻璃总厚度、玻璃种类数、玻璃层数达到尽可能小，以减小玻璃界面反射损失、吸收损失，提高窥视窗透光度。14.2.5同种材料型号的玻璃宜尽量采用单一完整体，或是每层厚度尽量大、层数尽量少。14.2.6多层玻璃应采取粘接技术等适当措施实现多层玻璃一体化，防止气泡、气层影响透光度和折射率，降低界面反射损失，提高窥视窗的透光性。14.2.7窥视窗多层屏蔽玻璃应与窗框一体加工成型。14.2.8工程上，热室、取样柜、工作箱的窥视窗玻璃典型的安装形式如下，由内向外依次可设置为：a)耐辐射玻璃、防辐射玻璃、钢化玻璃或有机玻璃；b)耐/防辐射玻璃、防辐射玻璃、钢化玻璃或有机玻璃。14.2.9宜在窥视窗最外层安装适当厚度的钢化玻璃或有机玻璃，防止内层屏蔽玻璃磨损和划伤。可在窥视窗外加装可移动防护罩，防止非操作期间的灰尘沉积和意外损伤。14.2.10当防辐射玻璃厚度超过50mm且入射光子能量在1.0MeV~1.7MeV能量范围外时，不宜使用等效铅当量估计屏蔽效果。14.2.11用于屏蔽高强度辐射（玻璃入射面剂量率超过100Gy/h）的玻璃，应分析核热沉积和辐射释热引起的玻璃温度升高，以及由于温差引起的内部应力。14.2.12用于实验堆辐照孔道或聚变堆装置观察窗的屏蔽玻璃，当玻璃入射面剂量率超过105Gy/h，应分析契伦科夫辐射效应在玻璃中引起的光线发射对可见度的影响。14.2.13当玻璃入射面剂量率超过10Gy/h时，应考虑由光子康普顿效应产生的次级电子使玻璃充电的效应。电介质玻璃材料中的辐射感生电场在辐射停止后开始衰减，宜在辐射停止的适当时间后，再进行更换、拆卸或退役操作，避免陡然放电的风险。14.2.14窥视窗玻璃应由内向外为阶梯状布置，避免直通贯穿缝隙。14.2.15玻璃养护应符合规程，采用正规的清洁方式，防止划伤和触碰污染。T/CEPPCXXXX—XXXX附录A（资料性附录）常规电离辐射屏蔽材料主要特性A.1有机基质屏蔽材料主要特性见表A.1。表A.1A有机基质屏蔽材料的主要特性（聚烯烃树脂/橡胶系）性燃烧特性纯高密度聚乙烯，由聚伸42MPa（压缩不化剂和溶剂的中等耐取决于表可燃材料含硼聚乙烯高密度聚乙烯2.3MPa（压与聚乙自熄材料含铅聚乙烯（低密混合辐射、中子辐射防护0.6MPa（压与聚乙在未受保护的表面上不易去污可燃材料含铅聚乙烯（高密混合辐射、中子辐射防护/与聚乙在未受保护的表面上不易去污可燃材料铅硼聚乙烯混合辐射、中子辐射防护（牵引力0.5MPa（压与聚乙在未受保护的表面上不易去污可燃材料含钆聚乙烯含氧化钆的氯磺化聚乙烯/化剂和溶剂的中等耐取决于表可燃材料含硼硅酮耐高温硅酮引力不可用（压缩化剂和溶剂的中等耐自熄材料含硼硅酮硼化，耐高温耐火硅酮（压缩不化剂和溶剂的耐受性低不可燃材料T/CEPPCXXXX—XXXX表A.1A有机基质屏蔽材料的主要特性（聚烯烃树脂/橡胶系续）性燃烧特性硅酮弹性体耐高温耐火纯材料无添（压缩不化剂和溶剂的耐受性低不可燃材料可提供块状或柔性片材；也可以在现场铸造。易于通过切割或模制操作。可装载铅、硼或聚良好的防火性能。含硼(硅酮弹性体含铅，耐高温硅酮弹性体硼（压缩不化剂和溶剂的中等耐可燃材料提供块状或柔性片材片；也可以在现场铸造。易于通过切割或模制操作。硼或铅含量可调含硼硅酮有机硅酮硼化高温耐火（压缩化剂和溶剂的耐受性低在未受保护的表面上不易去污自熄材料分块提供；也可以在现场铸造。通过切割或用硅胶粉末填充套管，易于操作。优异的防火性能。高火灾负荷。硅酮橡胶硅橡胶耐高纯材料无添不可用（压化剂和溶剂的耐受性低在未受保护的表面上不易去污可燃材料分块提供；也可以在现场铸造。易于通过切割或模制操作。可装载铅、硼或聚乙烯。高火灾聚乙烯与树脂化合物烯、聚酯树脂、氧化铝（压缩化剂和溶剂的中等耐在未受保护的表面上不易去污/可以通过涂漆或使用套管进行保护。聚丙烯树烯、聚酯树（压缩化剂和溶剂的中等耐在未受保护的表面上不易去污可燃材料它可以通过涂漆或使用套管进行保聚乙烯化基于聚乙烯与铝和硼的（压缩化剂和