第二章核电厂辐射防护
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2
散裂
能量很高的中子能引起原子核的散裂。在 这种过程中，吸收了高能中子的原子核会放出 两个或两个以上的粒子。 例如，碳原子核吸收一个高能中子后，即 散裂成一个中子和三个α粒子，记作（n；n’， 3α）。
中子各种反应的背景
快中子和中能中子主要与原子核发生弹性 散射，慢中子与轻核作用以弹性散射为主。 非弹性散射一般只在中子能量大于0.1MeV 时才发生，且重核发生非弹性散射的几率比轻 核大。 放出带电粒子的中子俘获过程截面很小， 且只限于轻核。 去弹性散射和散裂反应只有在高能中子的 情况下才能发生。
康普顿效应截面
对于较高能量的入射γ射线，康普顿效应的截 面用下式表示： σc＝Zσc，c
σc，c是一个电子的康普顿效应截面
康普顿效应截面与原子序数Z成正比 。
康普顿效应特点
对于保健物理工作者来说，关心的相互作 用是康普顿效应。由于散射γ射线并不是从辐 射束中真正地除去或被吸收掉，这在屏蔽设计 中会引起麻烦。在宽束辐射和厚屏蔽情况时， 某些γ射线开始被散射出宽束之外，后经多次 康普顿散射，又被散射回来，这就导致到达所 关心地点或探测点的γ辐射比预期的要多。因 此，为了把这种积累效应计算在内，往往需要 做出修正。
次级电离
顾名思义它不是直接由入射带电粒子引起的， 而是由入射粒子在物质中所产生的次级粒子（如 由电离产生的正离子和自由电子），如果它们的 能量还足够高，以至当它们再与物质中的原子相 互作用时还能继续使原子电离，产生正离子和电 子。这种物理效应就称为次级电离。 据统计，α粒子通过气体时，所产生的离子对 （正离子和自由电子）中，有60%以上是由次级 电离产生的。对于β粒子或电子，直接电离仅占 20%～30%，而70%以上为次级电离。
原子的光电效应
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
放射性辐射的健康（包括致死癌症、非致死 癌症和遗传疾病）风险为7.3×10－2/Sv
4.核电厂的辐射防护措施
1）分区管理
按照GB18871－2002规定，核电厂对辐射工 作区实行分区管理。二区划分：监督区； 控制区；
非辐射工作区－－厂区内从事的工作与放射 性（辐射）无关（如办公室、门卫、汽车 库等）；
10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
≤10
管理进入
限制进入
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
通常禁止进入
dose≥0.1Sv/h(10rem/h)
4.核电厂的辐射防护措施
• 美国的分区剂量率水平（50mSv/a)
2.核电厂辐射源
1）堆本体 a) 燃料元件中裂变产物（包括氚）、超铀元素、结
构材料中放射性活化产物; b) 中子、γ、β；(堆芯积存量ORIGEN） 2)冷却剂系统 少量裂变产物、腐蚀产物的活化（60、58Co、110mAg、
124Sb）、冷却剂的活化产物（3H、16N、14C、 24Na、38Cl 、42K、65Zn）、空气活化产物41Ar； 计算程序：美国PWR－GALE；法 PROFIP－裂变 产物，法 PACTOLE－腐蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成90％以上的剂量贡献
Ⅵ正常为限制，事故后有限进入区≤10rem/h （100mSv/h）
Ⅶ正常严格限制，事故后限制进入区≤100rem/h （1 Sv/h）
Ⅷ正常禁止进入区，事故后严格限制进入区≤500rem/h （5 Sv/h
监督区－－在此区域内，因为辐射水平很低 ，从事工作的人员不需要专门的防护手段 或安全措施；经常评估职业照射条件。
核电厂辐射防护基础课后习题
第一章 基本概念1.何为碳单位，碳单位的符号和质量。
答：以一个C 12原子质量的十二分之一作为原子质量单位，记为u ，这个原子质量单位称为碳单位，kg kg u 27261066056.112/1099267.11--⨯=⨯=。
2.何为原子序数和原子质量数，用何符号表示？答：原子核中质子的数目称为原子序数，用符号Z 表示；原子核中质子数和中子数之和称为原子质量数，也称质量数，用符号A 表示。
3.用X AZ 表示原子（核）时，A 、X 和Z 各表示什么意义？答：A 是原子质量数，X 是元素符号，Z 是质子数或则是原子序数。
4.用上题的符号时，中子的数目如何确定？答：中子数Z A N -=。
5.当原子核发射一个α粒子时，从原子核中发射出哪些核子？各为多少？答：6.当原子核发射一个β粒子时，放射性原子的A 和Z 如何变化？答：A 会增加1，Z 不变。
7.当原子核发射一个γ粒子时，放射性原子的A 和Z 是否会发生变化？答：不会发生改变。
8.什么是核素和核子？同位素的天然丰度的定义。
答：通常把具有相同质子数Z 、中子数N 的一类原子（核）称为一种核素，即核素是指任一种元素的任一种同位素，也就是说原子核构成（核内中子数和质子数）完全相同的物质就是一种核素。
对于天然存在的元素，一种核素在它所属的天然元素中所占的原子百分数称为该核素的天然丰度。
9.什么是质量亏损？原子核的结合能如何表示？什么是原子核的平均结合能？答：组成原子核的Z 个质子和A-Z 个种子的质量之和与该原子核的质量之差称为原子核的质量亏损。
原子核的结合能除以该原子的质量数A 所得的商，称为平均结合能，以ε表示。
10.一个原子质量单位的物质所相应的静止质量能为多少？答：931.5MeV 。
11.在放射性衰变中，λ的意义是什么？答：λ的物理意义为单位时间内、一个核素衰变的概率。
12.样品当前的放射性活度1450Bq ，若半衰期为25min ，试问在1h 前样品的放射性活度是多少？（7656Bq ）解：15006025/693.02/1=⨯==λT136001062.404-7650/1450/)(1062.44-⨯⨯--===⨯=⇒-s e e t A A λτλ13.试述放射性物质的衰变规律？说明半衰期的物理意义？衰变常数和半衰期之间的关系？ 答：一定数量的某种放射性核素并不是在某一时刻突然全部衰变完，而是随时间的增加而逐渐地减少。
核电厂辐射防护规定
核电厂辐射防护规定GB 14317-93国家技术监督局1993-04-20发布1993-12-01实施1主题内容与适用范围本标准规定了核热电厂辐射控制的基本原则和防护标准，以及选址、设计、运行和退役的辐射防护基本要求。
本标准适用于核热电厂，核供热厂也可参照执行。
2引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 6249 核电厂环境辐射防护规定3术语3.1核热电厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能或电力所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.2核供热厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.3中间回路在一回路和热网回路之间设置的隔离回路。
3.4热网进入用户的热水管网。
4总则4.1辐射防护目标为保障核热电厂辐射工作人员和公众的健康和安全及保护环境，确保在正常运行时核热电厂内及从核热电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射低于规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
4.2核热电厂所有导致辐射照射的实践和设施，都应当符合辐射防护三原则，即实践的正当性、辐射防护的最优化和对个人剂量的限制。
4.3在申请核热电厂选址、设计、运行和退役时，必须按照有关规定事先向国家主管部门和监督部门提交安全分析报告和环境影响报告书等，经审查批准后方可实施。
必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。
5剂量限制体系5.1基本限值5.1.1辐射工作人员的基本限值按GB 8703第2.4.2条中相应的规定执行。
5.1.2在正常运行工况下，每座核热电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量，每年应小于0.1mSv。
5.2次级限值、导出限值、管理限值和参考水平按GB 8703第2.4条中相应的规定执行。
5.3每座压水堆型核热电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足5.1.2的规定外，一般还应分别低于表1和表2所列控制值。
核电厂辐射防护基础课后习题
第一章 基本概念1.何为碳单位，碳单位的符号和质量。
答：以一个C 12原子质量的十二分之一作为原子质量单位，记为u ，这个原子质量单位称为碳单位，kg kg u 27261066056.112/1099267.11--⨯=⨯=。
2.何为原子序数和原子质量数，用何符号表示？答：原子核中质子的数目称为原子序数，用符号Z 表示；原子核中质子数和中子数之和称为原子质量数，也称质量数，用符号A 表示。
3.用X AZ 表示原子（核）时，A 、X 和Z 各表示什么意义？答：A 是原子质量数，X 是元素符号，Z 是质子数或则是原子序数。
4.用上题的符号时，中子的数目如何确定？答：中子数Z A N -=。
5.当原子核发射一个α粒子时，从原子核中发射出哪些核子？各为多少？答：6.当原子核发射一个β粒子时，放射性原子的A 和Z 如何变化？答：A 会增加1，Z 不变。
7.当原子核发射一个γ粒子时，放射性原子的A 和Z 是否会发生变化？答：不会发生改变。
8.什么是核素和核子？同位素的天然丰度的定义。
答：通常把具有相同质子数Z 、中子数N 的一类原子（核）称为一种核素，即核素是指任一种元素的任一种同位素，也就是说原子核构成（核内中子数和质子数）完全相同的物质就是一种核素。
对于天然存在的元素，一种核素在它所属的天然元素中所占的原子百分数称为该核素的天然丰度。
9.什么是质量亏损？原子核的结合能如何表示？什么是原子核的平均结合能？答：组成原子核的Z 个质子和A-Z 个种子的质量之和与该原子核的质量之差称为原子核的质量亏损。
原子核的结合能除以该原子的质量数A 所得的商，称为平均结合能，以ε表示。
10.一个原子质量单位的物质所相应的静止质量能为多少？答：931.5MeV 。
11.在放射性衰变中，λ的意义是什么？答：λ的物理意义为单位时间内、一个核素衰变的概率。
12.样品当前的放射性活度1450Bq ，若半衰期为25min ，试问在1h 前样品的放射性活度是多少？（7656Bq ）解：15006025/693.02/1=⨯==λT136001062.404-7650/1450/)(1062.44-⨯⨯--===⨯=⇒-s e e t A A λτλ13.试述放射性物质的衰变规律？说明半衰期的物理意义？衰变常数和半衰期之间的关系？ 答：一定数量的某种放射性核素并不是在某一时刻突然全部衰变完，而是随时间的增加而逐渐地减少。
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图1-21 压水堆压力容器内结构示意图
1—吊装耳环 2—封头 3—上支撑板 4—内部支撑凸缘 5—堆芯吊篮 6—上支撑柱 7—进口接管 8—堆芯上栅格板 9—围板 10—进出孔 11—堆芯下栅格板 12—径向支撑件 13—底部支撑板 14—仪表管 15—堆芯支撑柱 16—流量混合板 17—热屏蔽 18—燃料组件 19—压力容器 20—围板径向支撑 21—出口接管 22—控制棒束 23—控制棒驱动杆 24—控制棒导向管 25—定位销 26—夹紧弹簧 27—控制棒套管 28—隔热套筒 29—仪表引线管 30—控制棒驱动机构
4.核电厂的辐射防护措施
控制区－－区域内辐射水平较高，需要或可 能需要专门防护手段或安全措施的区域。 • 控制正常的照射或防止污染扩散；预防或 限制潜在照射； • 采用实体边界划定控制区； • 控制区进出口要有指示，提供防护用品、 监测设备和个人衣物柜、提供皮肤和衣物 污染监测仪、冲洗淋浴设备和污染衣物存 放柜（专门的卫生通过间）。
5.核电厂运行的放射性风险
2）污染风险 污染是以沉积形式存在于作业 现场设备内表面以及外壁上（也可能地面 和墙壁）。现场工作人员的活动污染物再 悬浮并吸入放射性颗粒； 污染物扩散 扩散到邻近区域；体表污染；内照射 污染监测 内照射预防
5.核电厂运行的放射性风险
3）碘风险 裂变产物碘－－一回路打开或泄漏；乏燃料 水下操作事故－－以气态或气溶胶进入控 制区。 监测设备：固定式仪表（KRT系统或RMS系 统）；移动式仪表；手动式仪表。 预防措施：监测和跟踪一回路放射性；通风 ；碘吸附器
4.核电厂的辐射防护措施
• 我国核电厂分区的剂量率水平：(20mSv/a)
标准 GB8703-88（50mSv）（ 岭澳一期） EJ/T3162001(20mSv) 有效剂量率 (mSv/h) D≤0.001 D≤0.0025 7.5µSv/h≤D＜25µSv/h 2000h＜t≤6667h 黄1 黄2 橙区 2mSv/h≤D＜100mSv/h 5h＜t＜25h D≥100mSv/h 5h t＜ D>10 通常禁止进入 dose≥0.1Sv/h(10rem/h) 25µSv/h≤D＜2mSv/h 25h＜t≤2000h D≤0.01 D≤0.1 D≤1 D≤10 空气污染 浓度 (DAC) 不受污染 可忽略 ≤0.1 ≤1 ≤10 GB18871-2002(20mSv)
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
红区
4.核电厂的辐射防护措施
• 美国的分区剂量率水平（50mSv/a)
区域 允许的居留 剂量率 0无限制的正常居留≤0.05mrem/h（0.5μSv/h） Ⅰ非限制区 ≤0.25mrem/h （2.5μSv/h） Ⅱ职业工作区 ≤2.5mrem/h （25μSv/h） Ⅲ间断工作区 ≤15mrem/h （150μSv/h） Ⅳ限制进入区 ≤100mrem/h （1mSv/h） Ⅴ控制进入区 ≤1rem/h （10mSv/h） Ⅵ正常为限制，事故后有限进入区≤10rem/h （100mSv/h） Ⅶ正常严格限制，事故后限制进入区≤100rem/h （1 Sv/h） Ⅷ正常禁止进入区，事故后严格限制进入区≤500rem/h （5 Sv/h Ⅸ极高辐射区 ＞500rad/h （5 Gy/h）
5.核电厂运行的放射性风险
1）外照射风险 取决于现场维护工作的准备 ；区域现场标示；现场工作人员配备的监 测设备。 设备室的辐射风险指数：一回路的各个固定 监测点测量到的平均值－－它给出了一回 路上放射性沉积； 现场分区；热点标示；辐射水平分布图； 个人监测设备（剂量率计） 防护措施：时间；距离；屏蔽。
核电厂辐射防护
清华大学核研院 方 栋 2010年1月
1.概述
1）核电厂 1.1 轻水堆 A）压水堆 B）沸水堆 1.2重水堆 1.3高温气冷堆
堆型 压水堆 沸水堆 重水堆 铀 高温气冷堆 钠冷快堆 中子谱 慢化剂 热中子 H2O 热中子 H2O 热中子 D2O 热中子 快中子 石墨 无 冷却剂 燃料形态 燃料富集度 H2 O UO2 3%左右 H2 O UO2 3%左右 D 2O UO2 天然铀或稍加浓 氦气 （Th,U）O2 7~20%或90% 液态钠 （U,Pu）O2 15~20%
D（剂量当量率） 非限制 区 监督区 (白) 绿区 黄区 D＜7.5µSv/h t＞ 6667h
居留特征 无限制 每季工作少于 500h 每周工作少于 40h 每周工作少于4h 管理进入 限制进入
剂量当量率（外照射＋内照射）
2.5µSv/h(0.25mrem/h)＜dose＜ 10µSv/h(1.0mrem/h) 10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
4.核电厂的辐射防护措施
2）屏蔽 核电厂设计的屏蔽考虑： 堆本体的中子和γ屏蔽；中子能量、 γ能量 一回路的缓发中子和裂变产物（假设元件破 损率） 活化产物16N（T1/2=7.13s、Eγ＝6.13Mev） 的屏蔽；屏蔽材料与形式； 核电厂检修的屏蔽考虑：移动屏蔽或局部屏 蔽；
4.核电厂的辐射防护措施
2.核电厂辐射源
1）堆本体 a) 燃料元件中裂变产物（包括氚）、超铀元素、结 构材料中放射性活化产物; b) 中子、γ、β；(堆芯积存量ORIGEN） 2)冷却剂系统 少量裂变产物、腐蚀产物的活化（60、58Co、110mAg、 124Sb）、冷却剂的活化产物（3H、16N、14C、 24Na、38Cl 、42K、65Zn）、空气活化产物41Ar； 计算程序：美国PWR－GALE；法 PROFIP－裂变 产物，法 PACTOLE－腐蚀产物。 腐蚀产物的活化放射性造成90％以上的剂量贡献
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压水堆三道安全屏障
第二道屏障—压力边界
第一道屏障— 燃料芯块和包壳
第三道屏障—安全壳
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6.降低居民受照的防护措施
• 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相 关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界 ，称为一回路压力边界。 • 该压力边界构成了包容放射性物质的第二道安全 屏障。
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5.核电厂运行的放射性风险
4）α风险 风险的鉴别（燃料包壳破损）；风险存在的 部位； 探测设备； 预防措施：集体防护（封闭和负压）；个人 防护；α污染物的处理。 5）运行期间进入反应堆厂房 系统带压和含氮容器；中子与16N的γ
6.降低居民受照的防护措施
1）厂址选择 为了确保核电厂自身核安全和减少对环境影 响，在选址中要考虑很多因素：地质、地 震、水文、气象、人口、土地利用、外部 事件等 a) 人口 :密度、非居住区（禁区）；规划限 制区（低人口区）；应急要求； b) 气象：气载流出物的稀释弥撒；（内陆的 特点）
• • • • • 密封的燃料芯块和燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。 高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃料块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃 料芯块。 燃料芯块中铀-235的富集度约3％，－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米， 厚约0.57毫米的锆-4合金管内。 这种锆合金管称为燃料元件包壳。锆管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆 合金管内，构成高度为3米多细而长的燃料元件。 这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件见图1-20。一般是将燃 料元件排列成17×17的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加上端部构件 ，整个燃料组件长约4米。燃料组件外面不加装方形盒，即所谓开式栅格，以 利于冷却剂的横向流动。P32
3.核电厂辐射危害
2）对环境的影响 a)放射性气态流出物 来源：含氢废气；含氧废气；工作场所的排风； 处理：储存（或滞留)衰减、过滤、吸附。 排放：烟囱－大气 b)放射性液态流出物 来源：工艺废液；化学废液、地面疏水、洗涤 废水
3.核电厂辐射危害
处理：蒸发、离子交换、过滤。 排放槽－－混合－－排入受纳水体 c)固体放射性废物 不可压缩废物：系统设备（包括易损部件、 过滤器等); 可压缩废物：沾污的防护用品；废树脂； 处理：压缩（焚烧）；整备；固化 ；暂存； 送中低放处置库。
2.核电厂辐射源
3）乏燃料储存和运输 缓发中子、裂变产物放射性（γ） 4）废液、废气、废物处理系统 裂变产物和活化产物放射性（ γ、β）； 开放操作 外照射、内照射 5)降低一回路放射性源项的措施：减少腐蚀 产物生成；一回路除盐、净化；控制补给 水的含氧量
3.核电厂辐射危害
1）工作人员的职业照射 全身有效剂量限值小于20mSv/a 剂量约束值 15－18mSv/a 防止确定性效应 健康（包括癌症和遗传疾病）风险为 1.5/1000 (7.3×10－2/Sv)
公众成员受到气载流出物照射的途径
空气污染 吸入照射
气 载 流 出 物
弥散 土壤 沉降 植物 食入内照射 动物 水体 外照射 人 的 剂 量
公众成员受到液态流出物照射的途径
弥散 液 态 流 出 物 水 内照射
水生生物
灌溉
食物
人 的 剂 量
沉积
外照射
3.核电厂辐射危害
d)影响环境的途径 e)公众的剂量限值 1mSv/a 核电厂流出物对公众的影响为0.25mSv/a 如果核电厂有多个机组或同一个厂址有多个 核电厂需要对0.25mSv/a进行分配。 0.25mSv/a 仅仅为天然本底的1/10 放射性辐射的健康（包括致死癌症、非致死 癌症和遗传疾病）风险为7.3×10－2/Sv
3）时间和距离控制 工作人员在辐射场中剂量是正比于源强和时 间，和距离成平方反比。
设计上采用灵活方便结构、提供良好的检修；工作环境和条 件、减少不必要的照射时间；使用特殊的长柄工具等
4.核电厂的辐射防护措施
4）通风
气流组织：由干净区向脏区流；辐射工作区（特别 是进行开放性操作的区域）要保证一定的负压或 换气次数；排风经处理后由烟囱排出；
1.概述
2）辐射防护限值与剂量约束值 核电厂放射性工作人员职业照射的 剂量限 值:5年的年平均 有效剂量为20mSv； 眼晶体的年当量剂量为150mSv 四肢或皮肤年当量剂量为500mSv －－GB18871－2002 核电厂向环境释放物质对任何公众个人造成 的有效剂量约束值每年必须小于0.25mSv