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。
浅谈核电站辐射防护需要重点考虑及解决的问题
浅谈核电站辐射防护需要重点考虑及解决的问题摘要：当前阶段，在核电站辐射防护工作开展过程中，需要加强放射性危害的预防力度。
辐射风险的高低一定程度上取决于核电站的运行状态，其中，表现在核电站的安全辐射剂量以及放射性污染等多方面，为了确保核电站辐射防护工作得到更好的实施，在本篇文章中，主要对核电站辐射防护需要重点考虑和解决的问题展开了相应的探讨，以此避免人员社会环境受到不良的影响。
关键词：核电站辐射防护；需要重点考虑的问题；完善策略在最近几年中，我国加强了核电站辐射管理和防护工作的关注度，同时也对核电站安全方面提出了十分严格的要求，结合实际情况颁布了一系列的政策法规，强化核电站辐射管理和防护工作。
在这一阶段内颁布的核安全和放射性污染控制相关文件中，明确论述了在提升核电站稳定性的基础上应当制定明确的辐射防护目标，采取合理的方式减少辐射剂量，把辐射剂量控制在合理范围中。
所以，进一步探究核电站辐射管理以及制定有关的防护对策是极为关键的。
1、对于核辐射的论述在我们日常生活和工作期间，充满了各种各样的辐射，比如电脑、电视、手机、冰箱等，放射性的同位素也能够产生一定程度的辐射，当长时间和辐射源进行接触的话，必定会影响到人们自身健康，基于此，就必须做好辐射安全管理力度，构建良好的环境，以此确保人们自身健康。
通过探究表明，核辐射是基于核裂变过程中形成的离子束和电磁辐射。
一般情况下，原子核裂变会发出射线，这是产生核辐射的一项过程。
2、核电厂辐射的特征以及造成的危害性放射性污染用肉眼无法识别，也无法用手摸到，辐射一般与放射性污染同时出现。
因此难以将放射性污染的控制彻底消除，电磁辐射污染表现为广播电视系统生产设备、雷达和通信设备等多方面。
通常来讲，核电站受到辐射的危险来源表现为生活周边的电离辐射，该辐射形成了一定的辐射效应，比如理化和生物变化，结合电离辐射的具体情况来讲，对人体机制伤害本质上是指生物细胞的损害，当被伤害的人体生物细胞上升到相应数量以后，人自身身体将会产生各种各样的疾病，甚至还会导致人员死亡。
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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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
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
28
29
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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图1-23 冷却剂回路及设备布置图
第5讲 核电厂辐射防护
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 中子谱 压水堆 热中子 沸水堆 热中子 重水堆 热中子 高温气冷堆 热中子 钠冷快堆 快中子 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集度 H2O H2O UO2 3%左右 H2O H2O UO2 3%左右 D2O D2O UO2 天然铀或稍加浓铀 石墨 氦气 （Th,U）O2 7~20%或90% 无 液态钠 （U,Pu）O2 15~20%
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；
3.核电厂辐射危害
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
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
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
5.降低居民受照的防护措施
c)水文条件 独立水文单元、受纳水体 d)土地利用 e)人为外部事件：飞机撞击、爆炸、有毒有害物泄漏等。 f)非居住区、规划限制区（根据选址源项）
6.降低居民受照的防护措施
2）防止放射性物质释放的多重屏障
6.降低居民受照的防护措施
一 燃料组件与核反应堆的本体结构
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， 27 即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。P32
4.核电厂的辐射防护措施
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
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。
5）降低辐射源活度
限制腐蚀产物结垢；核电厂检修时为了减少工 作人员受照，要先用干净的水或气体进行冲 洗和清扫，减少设备残留放射性活度；收集
4.核电厂的辐射防护措施
6）培训、计划和组织 从事辐射工作，如果人员接受了必要的培训或进行模 拟操作训练就可以缩短操作时间，也就减少了剂量。 事先充分的计划和组织都是减少工作人员照射的重要 措施。 7）工作人员的个人防护措施； 8）源项控制：放射化学控制活化产物的产生与结垢
3.核电厂辐射危害
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）； 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。
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
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6.降低居民受照的防护措施
压水堆堆芯和压力容器
将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略 粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。见图121为压水堆压力容器内结构示意图。每一个燃料组件包括两百 多根燃料元件，中间有些位置空出来放控制棒。控制棒的上部 连成－体成为蜘蛛爪式的控制棒束。每一个控制棒束都可以在 相应的燃料组件内上下运动。控制棒束在堆内布置得很分散， 以便堆内造成平坦的中子通量密度分布。压水堆中最关键的设 备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的 压水堆，压力容器直径分别为3.99米和4.39米，壁厚0.2米和 0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。这么巨大的压力容器， 它的加工和运输都是－个需要认真对待的问题。这么巨大的压 32 力容器，它的加工和运输都是一个需要认真对待的问题。
GB8703-88（50mSv）（ 岭澳一期）
EJ/T3162001(20mSv)
GB18871-2002(20mSv)
剂量当量率（外照射＋内照射）
非限制µSv/h(0.25mrem/h)＜dose＜ 10µSv/h(1.0mrem/h) 10µSv/h(1.0mrem/h)≤dose＜ 2mSv/h(200mrem/h)
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
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)
橙区
2mSv/h(200mrem/h)≤dose＜0.1Sv/h(10rem/h)
红区
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)
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