核电厂及反应堆的辐射防护概述
核电厂辐射防护规定
核电厂辐射防护规定近年来，随着能源需求的增加以及环境保护意识的提高，核能作为一种清洁、高效的能源形式受到广泛重视。
然而，核能的安全性与辐射防护问题仍然是公众关注的焦点。
为了确保核电厂的运营安全和辐射防护，必须制定严格的规范、规程和标准。
本文将就核电厂辐射防护规定进行探讨。
一、辐射防护原理和基本要求辐射防护是指通过降低辐射剂量和控制辐射源释放的措施，以保护工作人员、公众和环境免受辐射危害。
核电厂辐射防护的基本要求如下：1. 最大可行措施原则：在技术可行和经济合理的范围内，采取最大可能的措施来减少辐射剂量。
2. ALARA原则：尽量减少辐射剂量，使其低于法定标准和国际卫生组织的推荐水平。
ALARA是“As Low As Reasonably Achievable”的缩写，即“尽量低到合理水平”。
3. 单位工作人员和公众剂量限值：辐射工作人员和公众所接受的剂量应该低于确定的限值，以确保其安全和健康。
二、核电厂辐射防护措施为了保护核电厂工作人员和周围环境免受辐射危害，制定了以下辐射防护措施：1. 辐射监测：核电厂应建立完善的辐射监测系统，对厂区内、周边环境以及相关设备进行定期监测和记录，并确保监测结果的准确性和可靠性。
2. 辐射源管理：核电厂应对辐射源进行严格的管理，包括辐射源的标识、记录和存储，确保辐射源的安全和可追溯性。
3. 个人防护措施：核电厂工作人员应按照规定佩戴防护设备，如防护服、防护眼镜和适当的呼吸器等，以减少接受辐射的风险。
4. 辐射区域划分：核电厂应根据辐射剂量和放射性危险程度划分不同的辐射区域，并制定相应的进入限制和防护措施。
5. 辐射事故应急预案：核电厂应建立完善的辐射事故应急预案，包括预警、紧急疏散和辐射剂量监测等措施，以应对可能发生的辐射事故。
三、核电厂辐射防护培训和监督为了确保核电厂工作人员遵守辐射防护规定并具备相应的知识和技能，核电厂应开展辐射防护培训和监督工作：1. 培训课程：核电厂应提供全面的辐射防护培训课程，包括辐射安全知识、防护设备使用和辐射监测方法等，以提高工作人员的辐射防护意识和技能。
核电厂辐射防护
式中，mN——原子核品質; m——原子的品質；me——電子的品質；Z——原
子核外軌道上的電子數目。
1.1.2原子序數和原子質量數
通常用符合 表示不同元素的原子核，其中X為元素符號，Z為原子序數，A
為原子質量數。
1.1.2.1原子序數
原子核中質子的數目稱為原子序數，用符號Z表示。原子序數確定了原子的化
核素。核素分為穩定的和不穩定的兩種，不穩定的核素稱為放射性核素。例
如氫元素有 、 和 三種同位素，三者之中任何一種都稱為核素。其中
是穩定的核素。 是不穩定的核素，即放射性核素。
天然存在的元素大多是同位素的混合物，例如，天然鈾是三種同位數的混合
物。這三種天然同位數是234U、235U和238U，對於天然存在的元素，一種核素
原子核是由更小的粒子組成的，它們的質子和中子。質子的品質mp=1.672 65×10-24g
，子的品質mn=1.6749×10-24g 質子帶有一個單位的正電荷，而中子不帶電。
原子是電中性的。原子核中質子所帶的電量等於核外軌道上所有電子的總電量，而兩者
的電性相反。
❖
雖然原子核幾乎集中了原子的全部品質，但它的品質還是非常小
。
不同元素的原子，其原子核是不相同的。根本區別就在於組成原
子核的質子數和中子數不同。中子和質子統稱為核子。
1.1.3同位數和核素
一種元素的原子核包含有相同的質子，但是，該元素的原子核可
能包含不同的中子，這就是說一種元素可以有不同類型的原子核
。元素磷（P）的原子序數為15，也就是說，每個磷原子核中含
有15個質子，但是各個磷原子核含有不同數量的中子。這種含有
相同質子數、不同中子數的原子稱為同位素，它們在元素週期表
核电厂辐射防护规定
核电厂辐射防护规定随着能源需求的增长和环境保护意识的提高，核能作为一种清洁、高效的能源形式得到了广泛的关注和应用。
然而，核能的开发和利用也带来了辐射防护的重要问题。
为了确保核电厂的安全运行，保护工作人员和公众的健康，制定科学、严格的辐射防护规定是至关重要的。
本文将探讨核电厂辐射防护规定的制定过程、主要内容及其对核电行业的意义。
一、前言核电作为一种特殊的能源形式，具有辐射的特性，因此在建设和运营核电厂时，必须制定相应的辐射防护规定。
该规定应基于科学研究和实践经验，旨在最大程度地降低辐射对工作人员和公众的潜在风险，并保证核电厂的正常运行。
二、辐射防护的基本原则1. ALARA原则ALARA（尽量小但合理可行的含义）原则是辐射防护的基本原则。
根据该原则，核电厂应采取一切合理可行的措施，将辐射剂量降至最低限度以下，而不会引起不合理的成本和困难。
2.适应性与区域性辐射防护规定应考虑不同区域和设备的特点，因为不同核电厂可能面临不同的辐射源和风险。
因此，规定应根据具体情况制定，并具有一定的适应性。
3.综合防护措施辐射防护规定应包含多个防护措施，包括工程防护、个人防护和环境监测。
通过综合应用这些措施，可以最大限度地减少辐射对人体的损害。
三、辐射防护规定的主要内容1.辐射监测措施核电厂应设立辐射监测点，对厂区内及周边环境进行定期的辐射监测。
监测点的位置、数量和方法应根据周边环境和辐射源的特点确定，并按照相应的标准进行监测。
2.辐射剂量控制核电厂应设定辐射剂量限值，对工作人员和公众的辐射剂量进行控制。
工作人员应戴着符合要求的个人剂量计，厂区内的辐射源必须经过合理的屏蔽和控制，以确保辐射剂量不超过规定限值。
3.防护设备和工具核电厂应配备符合标准要求的防护设备和工具，包括防护面具、手套、鞋袜等。
工作人员应按规定正确佩戴和使用这些设备和工具，以避免直接接触辐射源。
4.安全培训与教育核电厂应定期进行安全培训和教育，使工作人员了解辐射的基本知识、防护措施和应急处理方法。
核电厂辐射防护讲解
2012.10.23
放射性危害 核电厂放射性危险来源 辐射防护措施
放射性危害
放射性：原子核自发的发射出各种粒子的现象。 其实，在我们的生活中，放射性无处不在。
宇宙射线0.3mSv∕年
北京-欧洲飞机往返0.04mSv/次
砖房0.75mSv∕年
土壤辐射0.15mSv∕年
水、蔬菜、空气0.25mSv∕年
辐射防护措施
源强防护 通过降低辐射源的强度，从而达Байду номын сангаас人员防护的目的。
对某些管道、设备采 取氧化、冲洗等措施
对有严重松散污染 设备采取去污操作
辐射防护措施
内照射的防护方法
放射性物质进入体内的途径有：食入、吸入、从裸露伤口进入、 通过皮肤渗入等，防护的关键在于切断造成内污染的各种途径。
防护形式
肺部透视 0.02mSv/次
放射性危害
放射性的来源 分为两种，天然放射源 和人工放射源。
放射性来源 宇宙射线 天然放 射性 地壳中放射性物质 人体内放射性物质 医疗照射 人均剂量
300μSv/年
说明 海拔越高，剂量率越大 地壳产生的外照射
40K，14C
1500μSv/年 200μSv/年 400μSv/年
辐射防护措施
运行阶段和事故阶段
为了防止放射性物质向环境释放，在电厂的设计中考虑了多重 屏障和包容体，对放射性物质进行有效包容。
安全壳
一回路压力 边界
燃料包壳
燃料芯块
辐射防护措施
为了使公众所受照射低于管理限 值和设计目标值，需要严格控制 放射性物质的排放量。
放射性废物排放前必须经过严格的处理和监
环境
社会公众
辐射防护措施
核电站辐射防护和安全管理制度
核电站辐射防护和安全管理制度核电站作为一种特殊的能源发电设施，其运营和管理需要严格的辐射防护和安全管理制度。
本文将就核电站辐射防护和安全管理制度展开讨论，旨在探究如何确保核电站的安全运行。
一、辐射防护制度核电站的核反应堆存在辐射物质，因此必须制定辐射防护措施来保护工作人员和环境免受辐射的危害。
核电站辐射防护制度主要包括以下几个方面的内容：1. 辐射监测和评估：核电站应设置辐射监测设备，实时监测辐射水平，并对辐射进行定期评估，确保辐射水平处于安全范围内。
2. 辐射防护设施和装备：核电站应配备合适的辐射防护设施和个人防护装备，确保工作人员在接触辐射物质时能得到有效的防护。
3. 辐射工作许可制度：核电站应建立辐射工作许可制度，对从事辐射工作的人员进行资格认证和培训，确保他们具备辐射防护的知识和技能。
4. 辐射事故应急预案：核电站应制定辐射事故应急预案，明确各种辐射事故的应对措施和责任分工，确保在事故发生时能够及时有效地进行处置。
二、安全管理制度核电站的安全管理制度是保障核电站安全运行的重要保证。
核电站的安全管理制度主要包括以下几个方面的内容：1. 安全责任制度：核电站应明确各级管理人员和工作人员的安全责任，并建立相应的追责机制，确保每个人都对核电站的安全负起应有的责任。
2. 安全培训和教育：核电站应定期组织安全培训和教育，提高工作人员的安全意识和技能，使他们能够正确应对各种安全风险和突发事件。
3. 安全检查和监督：核电站应建立健全的安全检查和监督制度，开展定期的安全检查和隐患排查，及时发现和解决安全问题。
4. 安全事故报告和调查：核电站应建立安全事故报告和调查制度，对发生的安全事故进行及时报告和调查，找出事故原因并采取相应的措施进行预防。
结论核电站辐射防护和安全管理制度对核电站的安全运行至关重要。
通过建立完善的辐射防护措施和安全管理制度，核电站能够有效地防范辐射危害和安全风险，保障工作人员和环境的安全。
核电厂环境辐射防护规定
核电厂环境辐射防护规定核电厂环境辐射防护规定1. 引言本文旨在规范核电厂环境辐射防护措施，保护人员和环境免受辐射的危害。
本规定适用于所有核电厂的建设、运营和维护阶段。
2. 定义和缩略语解释2.1 辐射：指核电厂在核反应中产生的能量传播到周围环境的过程。
2.2 辐射防护：指通过采取各种措施减少辐射的危害，保护人员和环境的安全。
2.3 辐射剂量：指人或物体在单位时间内接受到的辐射能量。
2.4 排放：指将辐射物质从核电厂排入环境中的行为。
3. 辐射防护管理体系3.1 组织架构核电厂应建立完善的辐射防护管理机构，明确责任与权限，并制定相应的管理程序和工作指南。
3.2 人员培训和考核核电厂应对参与辐射防护工作的人员进行系统的培训和考核，确保其具备必要的知识和技能。
3.3 辐射监测核电厂应建立辐射监测系统，定期监测环境中的辐射剂量，并进行记录和报告。
4. 辐射防护措施4.1 设备和设施设计核电厂应在设计阶段就考虑到辐射防护的要求，合理布局设备和设施，降低辐射泄漏的风险。
4.2 辐射防护屏蔽核电厂应采取适当的屏蔽措施，减少辐射的泄漏和散射，确保人员和外部环境受到最小的辐射影响。
4.3 个体防护核电厂应提供适当的个体防护装备，并指导人员正确使用，减少辐射对个体的伤害。
4.4 辐射管理核电厂应建立辐射管理程序，确保合理使用放射性物质，控制辐射源的数量和剂量，避免超出限定值。
5. 废物管理核电厂应建立废物管理措施，包括正确处理和储存放射性废物，减少对环境的污染。
6. 事故应急预案核电厂应制定事故应急预案，明确各类事故的处理措施和责任分工，保障在事故发生时及时有效地进行处置和救援。
附件：1. 辐射监测记录表2. 个体防护装备清单3. 废物处理流程图4. 事故应急预案模板法律名词及注释：1. 核安全法：指中华人民共和国《核安全法》，旨在维护核能安全和防范核事故的发生。
2. 辐射防护标准：指国家标准《辐射防护标准》，规定了不同环境和工作场所下的辐射剂量限值和控制要求。
核电厂的辐射防护(刘原中)
3.2 冷却剂系统中的放射性
3.2.1 主回路中的放射性活度
（一）PWR 在PWR主冷却剂水中放射性物质的来源为： （1）包壳破损的燃料元件裂变产物的泄漏； （2）燃料元件表面污染的铀，发生裂变产生的裂变产物； （3）冷却剂回路管道内表面、堆内构件和设备表面的腐 蚀产物的活化（一种是先被腐蚀下来的物质通过堆芯时被 活化，另一种是堆内构件先被活化后再被腐蚀下来进入冷 却剂）； （4）冷却剂水本身、原有杂质及化学添加物（例如硼、 氢氧化锂、联氨等）的活化。 主冷却剂水的净化、泄漏，核素的衰变和在设备表面上 的沉积会使水中放射性浓度降低。
3,核电站的辐射源
3.1,反应堆堆芯中的辐射源 3.1.1, γ射线
（1）瞬发裂变γ射线 U-235每次裂变平均发出8.1±0.3个γ光子，这些光子带 走的总能量为7.25±0.26MeV，光子的能量在10KeV～ 10MeV之间，平均能量约0.9 MeV。U-235裂变，每瓦的 裂变次数为3.1×1010。 对于秦山二期核电厂1#、2#机组热功率为1930MW的核 电厂，因而瞬发裂变γ的强度：按能量约为 1.93×109×3.1×1010×7.25=4.34×1020 MeV/s；按γ 光子数约为4.85×1020 光子/s。单位功率瞬发裂变γ强度 约为2.25×1017 MeV/MW.s，和平均约2.51×1017光子 /MW.s。
压水堆(PWR)示意图
2.2,压水堆核电厂的主要系统
图2.1给出了压水堆核电厂的主要系统示意图，由 该图可知，压水堆核电厂主要系统有：
核电厂项目施工辐射防护措施
核电厂项目施工辐射防护措施1原则辐射防护的目的在于防止任何可避免的照射，并降低一切不可避免的照射，使之保持在合理可行尽量低的水平。
为实现这一目标的设计中必须采用下述办法：（1）含有放射性物质的构筑物、系统和部件采用适当的布置方式，并设置屏蔽；（2）核电厂和设备设计中贯彻减少辐射区内人员活动和厂区人员遭受污染的可能性的要求；（3）放射性废物在厂内的处置或发往厂外的过程中，采用适当的方式和条件处理放射性物质；（4）采取措施，降低厂内所产生的散布于厂内或释放到环境的放射性物质的数量和浓度。
必须充分考虑到人员停留区域内辐射水平以及放射性废物的产生随时间递增的因素。
①进一步指导见安全导则HAF0209。
2辐射防护的设计核电厂的设计中必须贯彻厂内外的辐射照射在运行状态下限制于规定限值和事故工况下限制于可接受限值以内的要求。
设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的设计和布置中必须采取合适的措施，以尽量减少来自各种放射源的照射和污染；这类措施必须包括在维护和检查期间降低辐射照射、屏蔽直接照射、采用技术规格适当的材料降低腐蚀产物的活度、监测手段、核电厂出入口的控制、按辐射和污染程度分区及合适的去污设施等方面的系统和部件的恰当设计。
屏蔽设计必须符合操作区的辐射水平不超过规定限值，并有利于在维护中降低维护人员所受的辐射照射。
屏蔽设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的布置必须符合下述要求：辐射区和污染区的出入要有控制措施，厂内放射性物质的转移和人员流动所引起的污染减少至最低限度。
核电厂的布置要为高效率的运行、检查、维护和部件的更换创造条件，以尽量减少辐射照射。
必须为人员和设备提供合适的去污设施，并为处理去污活动中所产生的放射性废物采取适当措施。
3辐射监测设备必须配置用于在运行状态和事故工况中（并视实际可能在严重事故期间）进行充分辐射防护监督的设备。
其具体要求如下：（1）在运行人员常驻之处以及在正常运行或预计运行事件中，由于辐射水平的变化需在一定时间内限制进入的场所，设置固定式剂量率仪表对当地的辐射剂量率进行监测；此外，必须在适当的地点安装固定式剂量率仪表，用以指示事故工况和严重事故下总的辐射水平；这些仪表必须向控制室或有关控制点提供足够的信息，以便运行人员及时采取必要的纠正措施；（2）在人员常驻之处及气载放射性水平可能高至要求防护措施的场所，设置测量空气中放射性物质活度的监测系统；测得高浓度核素时，这些系统必须向控制室或适当的控制点发出指示；（3）在运行状态或事故工况下，为测定流体处理系统中和取自核电厂系统或空间的气体或液体样品中所选定的放射性核素浓度设置固定式设备或实验室装置；（4）设置监测排出流向环境排放前或排放过程的固定式设备；（5）设置用于测量放射性表面污染的仪器；（6）设置用于测量人员所受剂量和污染的装置。
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中子源-其他中子源
包括缓发中子、活化产物中子和光致中 子
缓发中子是裂变产物衰变时放出的中子，每 次裂变放出的缓发中子只有0.0158个，且能 量较低。
以水作冷却剂时的活化产物中子主要是17O （n，p）17N反应产生的，17N衰变时放出一 个能量为1MeV的中子
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பைடு நூலகம்水堆核电厂简介
一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱 状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物 通常称为反应堆安全壳。安全壳为内径约30米、 高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将 一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起 来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂 发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全 地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境
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γ辐射源-其他γ辐射源
包括热中子俘获γ射线、快中子非弹性 γ射线、核反应产物的γ射线、活化产 物的γ射线、湮没辐射和轫致辐射等。 这些γ辐射源无论数量还是携带的总能 量都不大。但俘获γ射线和非弹性散射 γ射线可在屏蔽体内产生，且俘获γ射 线的能量为6～8MeV，屏蔽计算时必须予 以考虑
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γ辐射源-瞬发γ源
U每次裂变平均放出8.1个光子，这些光 子带走的总能量为7.25MeV，光子的能量 在10keV到10MeV之间。对于一个900MW的 压水堆核电厂，其热功率约为2600MW， 瞬发γ辐射源的强度约为
2.6×109×3.1×1010×7.25 ＝5.84×1020MeV/s
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压水堆核电厂简介
核电厂除上述两个回路系统外，还有化 容控制系统、堆安全系统、燃料操作系 统、废物处理系统和其他系统
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核电厂工作人员的剂量限值
关于一般工作人员受照的基本限值，国 家的规定（GB18871-2002）,全身均匀照 射每年为0.02 Sv。实际上核电厂工作人 员所受照射远低于此限值。根据调查， 近十几年各国核电厂工作人员的平均年 剂量当量为4.1 mSv。
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压水堆核电厂的辐射源
堆本体 冷却剂系统 乏燃料的贮存与运输 废物处理系统
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堆本体
正常运行时 停堆时 事故时
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正常运行时
反应堆正常运行时，主要的中子源是裂 变中子，主要的γ辐射源是核裂变时瞬 发γ射线和裂变产物放出的缓发γ射线。 中子源 γ辐射源
核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能 来发电的。对于不同类型的核反应堆，相应的 核电厂的系统和设备有较大的差别。 压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、 二回路系统及其他辅助系统所组成。 核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。同时 由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又 是一个辐射源。
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正常运行条件下居民的剂量限值
关于广大居民受照的基本限值，国家规定为1 mSv，只为天然辐射的二分之一。不过各国环 保部门提出的管理限值和核工业管理部门提出 的设计目标值比这一数值还要严格
我国有关标准规定，在正常运行情况下，每座 核电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何 人造成的年有效剂量当量应小于0.25 mSv/a
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压水堆核电厂简介
二回路系统是将蒸汽的热能转 化为电能的装置。它由汽水分离 器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、 给水泵等设备组成。二回路给水 吸收了一回路的热量后成为蒸汽， 然后进入汽轮机做功，带动发电 机发电。
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压水堆核电厂简介
核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷 却剂带有一定的放射性，特别是在燃料 元件破损的情况下，一回路的放射性水 平很高。因此从反应堆流出来的冷却剂 一般不宜直接送入汽轮机。所以压水堆 核电厂比普通电站多一套动力回路。核 电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮 发电机组厂房相似
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中子源-瞬发裂变中子
U一次裂变平均大约放出2.5个裂变中子，携带的能 量大约为5MeV。对于一个900MW的压水堆，其瞬发裂变 中子的强度约为4×1020MeV/s或2.0×1020n/s，单位体 积 内 的 强 度 约 为 1 . 3 × 1 0 1 3 MeV/(s·cm3) 或 6.5×1012n/(s·cm3)。瞬发裂变中子的能量范围从1eV 一直到18MeV，但超过10MeV的中子所携带的能量不到 总能量的1％，所以一般认为中子能量的上限为14MeV。 在0.025eV～17MeV间中子能谱分布可用下式表述
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压水堆核电厂简介
一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、 蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设 备组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送至 反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进 蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给 在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。此 后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆 内，如此循环构成一个密闭的循环回路
核电厂及反应堆的辐射防护
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1
概述
自从1954年第一个示范性核电厂问世以 来，核电厂已有了很大的发展。目前， 发电用的核反应堆有十多种，其中比较 成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、 石墨水堆和重水堆。在当今世界的核电 厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电 厂占绝大多数
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2
压水堆核电厂简介
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事故情况下公众的剂量限值
从原则上讲，不允许出现任何导致居民 遭受大量照射的事故，因而国际放射防 护委员会和我国没有对此作出规定。但 为了厂址评价、制定设计基准事故或应 急事故时参考，不少国家都规定了事故 情况下公众的剂量限值
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核电厂的辐射源
原子核反应堆是核电厂产生核能的装置，因 此，它既是一个发热源，又是一个放射性水平 较高的辐射源。反应堆发出的辐射分为初级辐 射和次级辐射。可裂变核素（U、Pu）在裂变 时及裂变后的产物放出的辐射为初级辐射；初 级辐射与物质相互作用所引起的辐射称为次级 辐射。中子和γ射线是穿透本领最强的两种射 线，这儿只讨论与核电厂屏蔽防护有关的中子 和γ射线源
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停堆时
停堆后基本上没有中子辐射，主要辐射 源是裂变产物和活化产物放出的γ辐射