核電廠的輻射防護(hù)劉原中

劉原中清華大學(xué)核研院2012.11

核電廠的輻射防護(hù)核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第1頁(yè)!1,概述

核電廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)的目的是建立和保持對(duì)核電廠帶來(lái)的電離輻射危害的有效防御措施，采取多種防護(hù)手段，降低核輻射對(duì)工作人員、公眾的危害，防止確定性效應(yīng)的發(fā)生，并將隨機(jī)性效應(yīng)的發(fā)生率降低到可接受的水平，保護(hù)工作人員、公眾和環(huán)境的安全。此外，本課程也為實(shí)現(xiàn)輻射防護(hù)目標(biāo)提供一些指導(dǎo)。1.1,目的核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第2頁(yè)!1.2,范圍

核電廠的輻射防護(hù)涉及的方面有：（1）核電廠運(yùn)行期間對(duì)工作人員的輻射防護(hù)；（2）核電廠運(yùn)行期間對(duì)公眾的輻射防護(hù)；（3）核電廠事故工況（包括嚴(yán)重事故）下對(duì)工作人員的輻射防護(hù)；（4）核電廠事故工況（包括嚴(yán)重事故）下對(duì)公眾的輻射防護(hù)；（5）核電廠退役對(duì)工作人員的輻射防護(hù)；（6）核電廠退役對(duì)公眾的輻射防護(hù)；（7）放射性廢物的操作、處理和貯存的輻射防護(hù)。鑒于課時(shí)有限，本課程只介紹核電廠運(yùn)行期間對(duì)工作人員的輻射防護(hù)。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第3頁(yè)!1.3,劑量限值和劑量約束

劑量限值是輻射防護(hù)三原則之一，對(duì)于核電廠的設(shè)計(jì)來(lái)說(shuō)，應(yīng)當(dāng)使運(yùn)行期間產(chǎn)生的輻射照射不超過(guò)為工作人員所規(guī)定的劑量限值和劑量約束。劑量限值和劑量約束應(yīng)符合國(guó)標(biāo)GB18871-2002《電離輻射防護(hù)和輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》的規(guī)定。（1）職業(yè)照射工作人員的年個(gè)人劑量限值為20毫希沃特（mSv）（5年平均值），任何單一年份不應(yīng)超過(guò)50毫希沃特（mSv）。（2）核安全導(dǎo)則HAD102/12－2011《核動(dòng)力廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)》（報(bào)批稿）中，提出了職業(yè)照射工作人員的個(gè)人劑量約束應(yīng)不超過(guò)15毫希沃特/年（mSv/a）。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第4頁(yè)!（2）輻射防護(hù)最優(yōu)化應(yīng)對(duì)一系列的防護(hù)措施進(jìn)行選擇，例如，屏蔽、通風(fēng)、控制距離和把輻射照射時(shí)間減至最短的手段等。為此，應(yīng)確定可行的待選方案和比較準(zhǔn)則及數(shù)值。最后，對(duì)這些方案進(jìn)行評(píng)估和比較。（3）最優(yōu)化的概念還應(yīng)當(dāng)用于避免或者減輕導(dǎo)致工作人員或者公眾照射的核電廠事故后果的設(shè)計(jì)特征中。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第5頁(yè)!2,壓水堆(PWR)核電廠簡(jiǎn)介

核電用的核反應(yīng)堆的堆型有10多種，其中較為成熟的有壓水堆、沸水堆、石墨氣冷堆（CO2或氦氣冷卻）、石墨水堆和重水堆。我國(guó)目前已建和擬建的堆型有：壓水堆（PWR)和重水堆(HWR)、高溫氣冷堆(HTR)。

不同堆型核電廠的堆芯結(jié)構(gòu)、冷卻劑、慢化劑、輔助系統(tǒng)等不同，使得為輻射防護(hù)設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)“輻射源項(xiàng)”（核素種類、活度大小、和分布等）各有不同，使得輻射防護(hù)設(shè)計(jì)上也約有不同，但輻射防護(hù)的設(shè)計(jì)原則都一樣。因而以壓水堆型核電廠（PWR)為基礎(chǔ)介紹的內(nèi)容，其它堆型核電廠也可參考。對(duì)于高溫氣冷堆HTR和重水堆HWR的“輻射源項(xiàng)”，有特殊的地方也作一些簡(jiǎn)單介紹。2.1,核電廠的反應(yīng)堆堆型核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第6頁(yè)!

圖2.1給出了壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)示意圖，由該圖可知，壓水堆核電廠主要系統(tǒng)有：堆本體、一次冷卻系統(tǒng)；化容控制系統(tǒng)；堆安全系統(tǒng)；燃料操作系統(tǒng)；三廢處理系統(tǒng)；二回路透平發(fā)電系統(tǒng)。2.2,壓水堆核電廠的主要系統(tǒng)核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第7頁(yè)!

一次冷卻劑系統(tǒng)主要由蒸汽發(fā)生器、循環(huán)泵、穩(wěn)壓器和穩(wěn)壓器泄壓罐等組成。主要功能是維持壓力殼內(nèi)的壓力并把熱量從堆芯內(nèi)帶出，在蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽，供給透平發(fā)電機(jī)發(fā)電。

化容控制系統(tǒng)主要由凈化設(shè)備、容積控制罐、硼酸罐及一些泵和熱交換器組成，主要作用是：（1）連續(xù)對(duì)部分冷卻劑進(jìn)行凈化以保持冷卻劑的水質(zhì)和降低冷卻劑的放射性水平；（2）向一次冷卻劑補(bǔ)充冷卻劑并補(bǔ)償由于溫度變化引起的冷卻劑體積的變化，保持穩(wěn)壓器的水位；（3）調(diào)節(jié)冷卻劑中硼酸的濃度；（4）提供主循環(huán)泵的軸封用水等。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第8頁(yè)!

三廢處理系統(tǒng)：（1）廢氣處理系統(tǒng)，對(duì)于放射性微塵（氣溶膠）采用高效過(guò)濾器進(jìn)行過(guò)濾，對(duì)于放射性碘通常采用活性炭吸附，對(duì)于惰性氣體通常采用壓縮貯存或活性炭吸附貯存進(jìn)行衰變。（2）廢液處理系統(tǒng)，采用過(guò)濾、離子交換、蒸發(fā)濃縮的辦法進(jìn)行凈化處理；（3）固體廢物，常采用去污、壓縮，粉碎、焚燒處理，最后裝桶，送往處置庫(kù)。2.3,壓水堆核電廠的主要參數(shù)核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第9頁(yè)!（1）瞬發(fā)裂變?chǔ)蒙渚€U-235每次裂變平均發(fā)出8.1±0.3個(gè)γ光子，這些光子帶走的總能量為7.25±0.26MeV，光子的能量在10KeV～10MeV之間，平均能量約0.9MeV。U-235裂變，每瓦的裂變次數(shù)為3.1×1010。對(duì)于秦山二期核電廠1#、2#機(jī)組熱功率為1930MW的核電廠，因而瞬發(fā)裂變?chǔ)玫膹?qiáng)度：按能量約為1.93×109×3.1×1010×7.25=4.34×1020MeV/s；按γ光子數(shù)約為4.85×1020

光子/s。單位功率瞬發(fā)裂變?chǔ)脧?qiáng)度約為2.25×1017MeV/MW.s，和平均約2.51×1017光子/MW.s。

3,核電站的輻射源

3.1,反應(yīng)堆堆芯中的輻射源3.1.1,

γ射線核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第10頁(yè)!

表3.1給出了U-235裂變單位功率下混和裂變產(chǎn)物的放射性總活度與輻照時(shí)間（即反應(yīng)堆的運(yùn)行時(shí)間）和冷卻時(shí)間的關(guān)系。由該表給出的數(shù)值可知，長(zhǎng)期運(yùn)行情況下單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度為1.68×1017Bq/MW。

表3.2給出了單位功率下γ射線總強(qiáng)度與輻照時(shí)間和冷卻時(shí)間的關(guān)系。在長(zhǎng)期運(yùn)行情況下單位功率裂變產(chǎn)物γ射線總強(qiáng)度約為8.47×1010MeV/W.s。

表3.3給出了反應(yīng)堆滿功率運(yùn)行3年，停堆后不同冷卻時(shí)間單位功率下U-235裂變的部分裂變產(chǎn)物的活度。由該表給出的數(shù)值可知，大部分核素是短壽命核素，停堆1小時(shí)后其堆芯內(nèi)的總活度就衰變掉99％以上，停堆1年后就只剩下原來(lái)的約0.06%。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第11頁(yè)!3.1.2中子（1）瞬發(fā)裂變中子U-235一次裂變平均放出2.5個(gè)中子，攜帶的能量約為5MeV，中子的能量從ev量級(jí)一直到18MeV，平均能量約2MeV。但超過(guò)10MeV的中子攜帶的能量不到總能量的1%，所以一般認(rèn)為中子的能量上限為14MeV。（2）其它中子在堆芯發(fā)出的其它中子有：緩發(fā)中子、活化產(chǎn)物中子和光擊（光核反應(yīng)）中子。緩發(fā)中子是某些裂變產(chǎn)物(例87Br、88Br、89Br等)衰變時(shí)放出的中子，每次裂變放出的緩變中子為0.0158個(gè)，而且能量很低。活化產(chǎn)物中子是堆芯中的某些活化產(chǎn)物衰變時(shí)放出的中子。例17O(n,p)17N反應(yīng)產(chǎn)生的17N，在衰變時(shí)放出1個(gè)能量為1MeV的中子。光擊中子是高能γ射線引起的(γ,n)反應(yīng)產(chǎn)生的中子，但所有這些中子在輻射防護(hù)上意義都不大。

瞬發(fā)裂變?chǔ)煤退舶l(fā)裂變中子，只在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)才產(chǎn)生。一停堆則消失。而其它γ和中子輻射在反應(yīng)堆停堆后仍然存在，也是反應(yīng)堆停堆后要繼續(xù)考慮的輻射源。還有α、β、質(zhì)子等輻射，一般不考慮。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第12頁(yè)!

表3.6給出了國(guó)標(biāo)GB/T13976-92《壓水堆核電廠運(yùn)行工況下的放射性源項(xiàng)》中提供的參考?jí)核押穗姀S采用U型管式蒸汽發(fā)生器時(shí)，主冷卻劑水中和二次冷卻劑中各核素的濃度值。（參考堆的主要參數(shù)見講義中的表3.5)。由表中的數(shù)值可知：1）主冷卻劑水中裂變產(chǎn)物的濃度約為2.56×102MBq/kg，單位功率下的濃度約為；7.53×10－2Bq/W.kg。2）腐蝕活化產(chǎn)物（包括水和其中雜質(zhì)）的濃度約為2.23MBq/kg（除N-16外）。3）N-16（來(lái)自16O(n,p)16N反應(yīng)）的濃度很高，約為1.48×103MBq/kg，它發(fā)出的γ射線能量很高（6.128MeV和7.115MeV），這對(duì)主冷卻劑系統(tǒng)在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計(jì)很重要。4）氚的濃度約為3.70×101MBq/kg，它來(lái)自U-235的三裂變及化學(xué)添加劑硼和鋰的10B(n,2α)3H、6Li(n,α)3H等主要反應(yīng)產(chǎn)生。目前還沒有一種代價(jià)低廉把它從廢物中去除的方法，在氣態(tài)和液態(tài)流出物中以HTO的形式排向環(huán)境。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第13頁(yè)!（三）HWR（重水堆）HWR它的主回路系統(tǒng)包括熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)。熱傳輸系統(tǒng)是加壓重水作為冷卻劑，與燃料元件直接接觸，因而冷卻劑重水中的輻射源類似于PWR，有裂變產(chǎn)物和腐蝕活化產(chǎn)物（包括重水和其中雜質(zhì)的活化）。而慢化劑系統(tǒng)以重水作為慢化劑，不和燃料元件直接接觸，因而慢化劑重水中不含裂變產(chǎn)物，只含有活化產(chǎn)物，特別是重水中的2H(n,γ)3H反應(yīng)產(chǎn)生的氚，由于量較大，成為一個(gè)重要的內(nèi)照射輻射源。對(duì)于HWR，除在熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)中的N-16對(duì)這對(duì)該兩系統(tǒng)在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計(jì)很重要之外，還有γ射線（特別是N-16發(fā)出的高能γ）與氘的相互作用會(huì)生成光激中子，在堆芯外的回路屏蔽設(shè)計(jì)也很重要。秦山三期重水堆核電廠熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)中氚的濃度分別為：1.78×104MBq/kg，3.24×106MBq/kg，此兩值皆比PWR主回路系統(tǒng)中氚的濃度高幾個(gè)量級(jí)。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第14頁(yè)!3.3輔助回路中的放射性

對(duì)于PWR，在輔助回路中放射性活度較高的是直接與主冷卻劑系統(tǒng)有關(guān)的部分，即化容控制系統(tǒng)、工藝排水處理系統(tǒng)。它們的放射性活度同各凈化設(shè)備（除鹽器、過(guò)濾器等）的凈化能力、各儲(chǔ)存容器的滯留時(shí)間和各種核素的化學(xué)狀態(tài)有關(guān)。

圖3.1給出了PWR的典型液體系統(tǒng)方塊圖。

表3.8給出了相應(yīng)設(shè)備的去污因子（DF）和各設(shè)備入口處的放射性濃度。該表給出的數(shù)值可知，在這些系統(tǒng)中不同設(shè)備中的放射性活度相差較大，其差值可達(dá)約6個(gè)量級(jí)。其中以凈化除鹽器中的放射性濃度最高，因它直接來(lái)自堆容器的主冷卻劑水，例在入口處I-131濃度約2.0×100kBq/g；冷凝液過(guò)濾器入口處的放射性濃度較低，例I-131濃度約5.18×10-6kBq/g。需指出的是該表中給出的數(shù)值，只是一個(gè)典型壓水堆的數(shù)值，對(duì)于一個(gè)具體的核電廠則會(huì)有不同的數(shù)值，因而該表中給出的數(shù)值只是一個(gè)參考。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第15頁(yè)!

對(duì)于HTR，直接與主冷卻劑系統(tǒng)有關(guān)的部分是氦凈化系統(tǒng)及其它的再生系統(tǒng)。氦凈化系統(tǒng)中的主要設(shè)備有塵埃過(guò)濾器、電加熱器、氧化銅床、中溫氦/氦熱交換器、水/氦冷卻器、氣/水分離器、分子篩床、低溫氦/氦熱交換器和低溫吸附器。輻射源主要有：塵埃過(guò)濾器中主要是碘和顆粒物、氧化銅床中主要是惰性氣體、分子篩床中有惰性氣體但更主要的是H-3和C-14、低溫吸附器中主要的是惰性氣體。

表3.9給出HTR-PM氦凈化系統(tǒng)中主要設(shè)備的計(jì)算結(jié)果，由該表給出的數(shù)值可知：塵埃過(guò)濾器中放射性活度約為3.5×109BQ、氧化銅床中約7.9×108BQ、分子篩床中約7.7×1012BQ（除H-3和C-14外，約為3.9×109BQ）、低溫吸附器約8.1×1011BQ。

核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第16頁(yè)!3.5三廢處理系統(tǒng)中的放射性

“三廢”處理系統(tǒng)指的是廢汽、廢水、廢固處理系統(tǒng)。這三個(gè)系統(tǒng)中的放射性來(lái)源較復(fù)雜，不同核電廠的放射性水平差別也較大。下面只作一個(gè)簡(jiǎn)單的介紹。

廢氣處理系統(tǒng)有：含氫廢氣處理系統(tǒng)、含氧廢氣處理系統(tǒng)及放射性廠房的通風(fēng)系統(tǒng)。其中放射性活度較高的為含氫廢氣貯罐，它的放射性來(lái)源于直接與主冷卻劑相關(guān)系統(tǒng)的除氣。

廢水處理系統(tǒng)有：工藝疏水處理系統(tǒng)、化學(xué)疏水處理系統(tǒng)、地面疏水處理系統(tǒng)、洗衣房水和淋浴水處理系統(tǒng)。其中放射性活度較大的是工藝疏水系統(tǒng)，它的放射性水平典型值在表3.8中作了介紹。

廢固處理系統(tǒng)（也稱固體廢物處理系統(tǒng)），它處理的廢物有：廢樹脂、蒸發(fā)器濃縮液、廢過(guò)濾器芯、各種放射性污染物。其中放射性活度較高的為前兩種。例秦山二期1#、2#機(jī)組給出廢樹脂中最大活度的設(shè)計(jì)估計(jì)值為2.24×1013Bq/m3；嶺澳1#、2#機(jī)組最大活度設(shè)計(jì)估計(jì)值為：廢樹脂＜9×1012Bq/m3，蒸發(fā)器濃縮液＜37GBq/m3。

核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第17頁(yè)!表4.1～表4.5列出一些國(guó)外PWR核電廠部分系統(tǒng)實(shí)測(cè)值。

表4.1給出了安全殼內(nèi)主要區(qū)域的輻射水平。由該表給出的數(shù)值可知，在安全殼內(nèi)各主要區(qū)域內(nèi)的輻射水平很高，例在操作大廳內(nèi)即使在停堆后的照射量率仍高達(dá)0.2～20mR/h。

表4.2給出了停堆后蒸汽發(fā)生器表面的劑量率水平，由該表給出的數(shù)值可知，蒸汽發(fā)表面的劑量率水平一般在幾十～幾百mR/h。

需說(shuō)明的是，在局部地方由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積，會(huì)形成很強(qiáng)放射性“熱點(diǎn)”。美國(guó)電力研究所（EPRI）測(cè)量了13個(gè)堆的蒸汽發(fā)生器端頭內(nèi)部管板附近的照射量率，表明運(yùn)行幾年后照射量率近似為20±9R/h，其主要核素是Co-58、Co-60，它們占總照射量率的80％左右。

這種“熱點(diǎn)”在與主冷劑相連的設(shè)備上也有，例主循環(huán)泵停堆后表面照射量率一般為停堆后主循環(huán)泵表面照射量率一般為幾×10-2R/h量級(jí)，但Robinson2號(hào)堆檢修時(shí)曾測(cè)得泵的葉輪表面照射量率為12R/h，葉輪螺帽為30R/h。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第18頁(yè)!從表4.1～表4.5給出的數(shù)值可得出以下幾點(diǎn)結(jié)論：（1）在PWR各設(shè)備所在場(chǎng)所內(nèi)輻射水平很高，但輻射水平變化范圍差別很大，高達(dá)5個(gè)量級(jí)以上；（2）由于主冷卻劑水中雜質(zhì)的沉積，在局部地方會(huì)形成很強(qiáng)放射性“熱點(diǎn)”，“熱點(diǎn)”處的輻射水平比其它地方處的高幾個(gè)量級(jí)；（3）主冷卻劑水中雜質(zhì)沉積的核素主要是Co-58、Co-60，它們對(duì)總照射量率的貢獻(xiàn)約80％左右。以上幾點(diǎn)結(jié)論說(shuō)明，對(duì)于核電廠由于不同地方、不同設(shè)備處的輻射相差很大，因而屏蔽設(shè)計(jì)應(yīng)分別對(duì)待，盡量做到輻射防護(hù)設(shè)計(jì)的最優(yōu)化。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第19頁(yè)!5.降低工作人員職業(yè)照射的輻射防護(hù)措施5.1概述

核電廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)是保障工作人員安全的重要環(huán)節(jié)之一。為保障工作人員的安全，除執(zhí)行國(guó)標(biāo)GB18871-2002《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》的職業(yè)照射控制要求外，還應(yīng)遵守合理可行盡量低（ALARA）的原則。

圖5.1中給出了核電廠的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)中采取的一些主要措施。由該圖可知為降低職業(yè)照射，核電廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)應(yīng)采取的主要措施有：（1）控制輻射源項(xiàng)，降低工作場(chǎng)所的輻射水平；（2）根據(jù)輻射水平的大小，對(duì)放射性廠房進(jìn)行分區(qū)控制，嚴(yán)格控制進(jìn)入高輻射區(qū)的人員，和在其內(nèi)的停留時(shí)間；（3）設(shè)置衛(wèi)生出入口，嚴(yán)格管理進(jìn)出控制區(qū)的人員和物品，降低工作人員所受的劑量、防止放射性污染的擴(kuò)散；核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第20頁(yè)!（4）為降低外照射，設(shè)置屏蔽體對(duì)輻射源進(jìn)行屏蔽；（5）對(duì)含有放射性物質(zhì)的系統(tǒng)、設(shè)備、廠房進(jìn)行合理布置，使工作人員盡量遠(yuǎn)離高輻射區(qū)；（6）設(shè)置通風(fēng)系統(tǒng)，保證廠房?jī)?nèi)合理的氣流組織和換氣次數(shù)，降低工作場(chǎng)所空氣中的放射性濃度；（7）進(jìn)行輻射監(jiān)測(cè)，掌握工作場(chǎng)所的輻射水平和工作人員受照劑量情況；（8）加強(qiáng)輻射防護(hù)管理，盡量降低工作人員可能受到的照射。外照射防護(hù)三要素(三原則）：屏蔽防護(hù)、距離防護(hù)和時(shí)間防護(hù)。內(nèi)照射防護(hù)的基本措施是：1）采用通風(fēng)降低工作場(chǎng)所空氣中放射性污染水平；2）采用個(gè)人防護(hù)用具防止放射性物質(zhì)進(jìn)入人體。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第21頁(yè)!（1）材料選擇對(duì)于檢修來(lái)說(shuō)對(duì)工作人員造成的照射主要來(lái)自主冷卻劑中的Co-58、Co-60、Sb-122、Sb-124和Ag-110m等。更主要的是Co-60，它半衰期長(zhǎng)，發(fā)出的γ射線能量高。老電站中Co-60對(duì)個(gè)人劑量的貢獻(xiàn)高達(dá)90％以上。降低主冷卻劑中鈷的來(lái)源，則能降低主冷卻劑中Co-60的活度，因而主冷卻劑回路設(shè)備應(yīng)選低鈷的因科鎳合金和低鈷不銹鋼。降低其它核素，則要限制軸承、二次中子源中銻含量；限制墊片、密封圈和控制棒材料中銀含量。（2）控制主冷卻劑的水化學(xué)、調(diào)節(jié)PH值控制主冷卻劑的水化學(xué)、調(diào)節(jié)PH值，則可控制主冷卻劑設(shè)備表面的腐蝕速率，為此在主冷卻劑中要加入氫氧化鋰來(lái)調(diào)節(jié)PH值。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第22頁(yè)!（4）去污

在對(duì)設(shè)備進(jìn)行檢修時(shí)，對(duì)設(shè)備表面沉積的放射性物質(zhì)進(jìn)行去污，則可降低被檢修設(shè)備的放射性活度。去污方法是先用堿性高錳酸鉀，再用草酸、檸檬酸二胺溶液浸泡的二級(jí)去污，去污后放射性活度可降低1個(gè)量級(jí)。但這種去污方法不適合于全回路的去污，因去污后產(chǎn)生的廢物不適宜于用離子交換樹脂去處理。（5）減少腐蝕產(chǎn)物的累積。

設(shè)備和管道的設(shè)計(jì)應(yīng)能盡量減少腐蝕產(chǎn)物的累積。這就要求主冷卻劑設(shè)備和管道內(nèi)表面光滑，盡量減少腐蝕產(chǎn)物可能累積的死角。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第23頁(yè)!區(qū)域名稱有效劑量率（mSv/h）空氣污染濃度(DAC)居留特征非限制區(qū)≤0.001不受污染不限制監(jiān)督區(qū)（白）≤0.0025可忽略每季工作少于500h控制區(qū)常規(guī)工作區(qū)（綠）≤0.01≤0.1每周工作少于40h間斷工作區(qū)（黃1）≤0.1≤1每周工作少于1h限定工作區(qū)（黃2）≤1≤10管理進(jìn)入高輻射區(qū)（橙）≤10限制進(jìn)入極高輻射區(qū)（紅）>10通常禁止進(jìn)入表5.1核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)EJ/T316-2001規(guī)定的輻射分區(qū)核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第24頁(yè)!工作人員進(jìn)出控制區(qū)的程序如下：（1）進(jìn)入控制區(qū)的一般程序?yàn)椋簯{控制區(qū)通行證領(lǐng)取“冷”更衣間更衣柜的鑰匙－脫去個(gè)人生活用服（僅留內(nèi)褲）－用鑰匙換劑量計(jì)－在“熱”更衣室穿基本防護(hù)服－進(jìn)入控制區(qū)。（2）離開控制區(qū)的一般程序?yàn)椋簷z查基本防護(hù)服的污染情況－進(jìn)入“熱”更衣室脫去基本防護(hù)服－檢查體表污染情況－進(jìn)行體表面去污（淋浴或洗滌盆）－進(jìn)入“冷”更衣室穿回個(gè)人生活用服。為便于管理，衛(wèi)生出入口設(shè)置的個(gè)數(shù)應(yīng)盡量減少。也就是說(shuō)對(duì)于一個(gè)放射性廠房，一般只設(shè)置一個(gè)衛(wèi)生出入口。對(duì)于整個(gè)核電廠應(yīng)設(shè)置衛(wèi)生出入口的放射性廠房一般有：（1）核島廠房；（2）放射性廢物輔助廠房和暫存庫(kù)；（3）放射性機(jī)修和去污車間；（4）廠區(qū)放射性實(shí)驗(yàn)室等。不同廠房的衛(wèi)生出入口要求設(shè)置的基本設(shè)施多少應(yīng)不同。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第25頁(yè)!（2）屏蔽要求不同，在工藝上要求防止設(shè)備的輻照損傷，防止材料的活化，以及防止屏蔽材料的發(fā)熱等。在輻射安全上則需根據(jù)工作人員接觸設(shè)備的頻率和時(shí)間，確定不同的輻射水平，分區(qū)進(jìn)行屏蔽設(shè)計(jì)。（3）屏蔽設(shè)計(jì)復(fù)雜，要根據(jù)不同對(duì)象和要求采取不同形式的屏蔽，如整體屏蔽(即對(duì)整個(gè)輻射源整體用屏蔽材料包圍起來(lái))、分部屏蔽(即對(duì)輻射源的部分用屏蔽材料包圍起來(lái))、陰影屏蔽(即用屏蔽板對(duì)輻射源擋起來(lái),工作人員或部分身體在屏蔽板的陰影下工作)、可移動(dòng)式屏蔽；對(duì)一些“熱點(diǎn)”要采取局部屏蔽；對(duì)管道貫穿造成的縫隙漏束要采取特殊的防縫措施；要考慮出入口的屏蔽形式，如迷宮和防護(hù)門；要考慮屏蔽層中的次級(jí)γ和屏蔽層發(fā)熱問題等。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第26頁(yè)!屏蔽設(shè)計(jì)中需要注意的主要問題有：（1）堆本體屏蔽一般分為一次屏蔽（也稱為設(shè)備屏蔽）和二次屏蔽（也稱為生物屏蔽）。前者是要使屏蔽層外的設(shè)備基本不會(huì)受到活化，和設(shè)備材料（主要是有機(jī)材料，例電線的絕緣材料）不會(huì)受到輻照損傷；后者是根據(jù)輻射分區(qū)把屏蔽層外的劑量率降到合理的水平，以保護(hù)工作人員的輻射安全。因而這兩次屏蔽層的厚度要綜合考慮。為防止設(shè)備基本不會(huì)受到活化，行標(biāo)EJ/T317-1998《壓水堆核電廠輻射屏蔽設(shè)計(jì)準(zhǔn)則》規(guī)定了，在停堆后可進(jìn)入地方處，運(yùn)行時(shí)熱中子注量率應(yīng)小于1×105n/cm2.s。（2）必須在壓力殼內(nèi)設(shè)置“熱屏（蔽）”，限制進(jìn)入壓力殼和屏蔽層的中子和γ射線注量率?！盁崞痢焙穸鹊脑O(shè)計(jì)取決于：1）限制進(jìn)入壓力殼的最高中子注量率（主要是快中子），防止快中子對(duì)壓力殼鋼材引起的輻照損傷，即輻照脆化，引起鋼材的屈服強(qiáng)度和抗拉強(qiáng)度增加，延伸率和沖擊韌性降低，材料變脆；核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第27頁(yè)!（5）對(duì)于乏燃料的屏蔽計(jì)算中，除考慮γ射線外，還應(yīng)考慮可裂變物質(zhì)的自裂變產(chǎn)生的中子和乏燃料中一些核素（特別是氧）的（α,n）反應(yīng)產(chǎn)生的中子。特別是對(duì)乏燃料運(yùn)輸容器的屏蔽，要考慮此問題。（6）對(duì)于在核島廠房外的應(yīng)急指揮中心、應(yīng)急支持中心等，屏蔽設(shè)計(jì)必須要考慮嚴(yán)重事故時(shí)放射性煙羽引起的外照射，保證該房間的可居留性（即要起到應(yīng)急輻射防護(hù)的作用）。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第28頁(yè)!5.7通風(fēng)

通風(fēng)是防止污染空氣的擴(kuò)散、降低工作場(chǎng)所空氣中放射性濃度的重要手段，是降低工作人員內(nèi)照射的重要措施。從輻射防護(hù)角度，對(duì)通風(fēng)設(shè)計(jì)的基本要求有：（1）合理的氣流組織，即從干凈區(qū)—臟區(qū)—處理設(shè)施—排入大氣。（2）防止污染擴(kuò)散，即通過(guò)氣密封（合理的壓差）防止污染氣體進(jìn)入干凈區(qū)，必要時(shí)使用逆止閥，防止空氣的倒流。（3）確定合理的換氣次數(shù)，各房間的通風(fēng)速率、換氣次數(shù)要根據(jù)該房間工作人員停留的情況，空氣中可能的放射性濃度大小來(lái)確定。（4）各工藝房間的通風(fēng)設(shè)計(jì)，一般應(yīng)保持負(fù)壓，必要時(shí)應(yīng)使用逆止閥，以防止空氣的倒流。（5）核島廠房?jī)?nèi)的主控室、備用停堆點(diǎn)，核島廠房外的應(yīng)急指揮中心、應(yīng)急支持中心等的通風(fēng)，必須是送風(fēng)量大于排風(fēng)量，以保持這些房間內(nèi)處于輕微正壓。在發(fā)生嚴(yán)重事故后要提供對(duì)這項(xiàng)房間工作人員的呼吸空氣，并維持輕微正壓（一般至少3mm水柱），以防止放射性污染空氣進(jìn)入，保證該房間的可居留性（應(yīng)急輻射防護(hù)的作用）。（6）合理的布置送風(fēng)口和排風(fēng)口，防止污染物排放出現(xiàn)死角，必要時(shí)需加上局部排風(fēng)。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第29頁(yè)!管道敷設(shè)時(shí)要注意防止放射性物質(zhì)在管道內(nèi)的沉積，應(yīng)采取下列措施：①管道應(yīng)盡可能地短。②選用適當(dāng)?shù)墓軓?，保持良好的流體力學(xué)條件。③防止出現(xiàn)死角。④保持一定坡度。⑤彎曲半徑大于5倍管道的直徑。⑥保持管道內(nèi)表面光滑。⑦管道的焊點(diǎn)應(yīng)盡可能少，以減少泄漏的可能。（5）設(shè)備和管道的隔熱層要便于拆卸和安裝。如果設(shè)備和管道內(nèi)的放射性介質(zhì)（汽和水）可能泄漏時(shí)，則需避免采用吸水性隔熱材料，防止放射性物質(zhì)在隔熱層內(nèi)濃集。（6）對(duì)可能存在泄漏的設(shè)備，除具有良好的密封措施外，還要做到檢修拆換時(shí)可快速進(jìn)行，并便于移地和沖洗去污等。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第30頁(yè)!

必須指出的是：按國(guó)標(biāo)GBZ232

《核電廠職業(yè)照射監(jiān)測(cè)規(guī)范》的要求，對(duì)于工作場(chǎng)所的劑量監(jiān)測(cè)應(yīng)給出周圍劑量當(dāng)量率H*(10),估計(jì)有效劑量；和定向劑量當(dāng)量率H*(0.07)的值，估計(jì)皮膚劑量。（2）工藝系統(tǒng)的輻射監(jiān)測(cè)（即：工藝監(jiān)測(cè)）工藝監(jiān)測(cè)的目的是：檢查核電廠一些帶放射性的工藝系統(tǒng)或工藝過(guò)程的性能，是否超過(guò)了技術(shù)規(guī)格書中規(guī)定的限值，以及該系統(tǒng)是否處于正常工作狀態(tài)。設(shè)計(jì)原則是：對(duì)于某些工藝設(shè)備或工藝過(guò)程，凡是通過(guò)輻射水平的變化或放射性活度的變化能反映出該設(shè)備性能的變化的、或者說(shuō)在進(jìn)行某種工藝操作時(shí)而引起輻射水平或放射性活度的變化的地方，應(yīng)設(shè)置監(jiān)測(cè)道。監(jiān)測(cè)的方式有：大多是固定式的連續(xù)監(jiān)測(cè)道。但也有的是攜帶式的監(jiān)測(cè)，以及取樣監(jiān)測(cè)。例如一回路冷卻劑中放射性活度測(cè)量。在核電廠正常運(yùn)行的情況下，工藝系統(tǒng)輻射監(jiān)測(cè)反映著核電廠各系統(tǒng)的運(yùn)行情況。一旦有事故，則起事故監(jiān)測(cè)的作用。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第31頁(yè)!（二）環(huán)境輻射監(jiān)測(cè)（即：環(huán)境監(jiān)測(cè)）

核電廠的放射性流出物排到環(huán)境之后，通過(guò)彌散和遷移在環(huán)境介質(zhì)中傳播，從而進(jìn)入生物圈造成對(duì)公眾的輻射影響。環(huán)境監(jiān)測(cè)的對(duì)象是測(cè)量環(huán)境介質(zhì)和生物介質(zhì)中的放射性水平，從而了解核電廠的運(yùn)行對(duì)環(huán)境造成污染的情況，也為核電廠運(yùn)行的環(huán)境影響評(píng)價(jià)提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。

環(huán)境監(jiān)測(cè)的監(jiān)測(cè)點(diǎn)布置范圍和多少、測(cè)量的對(duì)象、和分析的項(xiàng)目，各核電廠應(yīng)根據(jù)該核電廠的具體環(huán)境情況（氣象、水文、人口分布、土地和水體利用等）來(lái)確定。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第32頁(yè)!5.10設(shè)置警示標(biāo)志由于核安全和輻射防護(hù)的要求，核島主廠房群均為無(wú)窗廠房，以及屏蔽隔離的需要，許多操作通過(guò)機(jī)械設(shè)備在遠(yuǎn)距離或水下進(jìn)行。廠房高大、機(jī)械吊運(yùn)和裝卸設(shè)備多，水下操作多、操作平臺(tái)及鋼梯的設(shè)置比較普遍、配電和輸變電設(shè)備等級(jí)較高、管路的高溫高壓等等特點(diǎn)，決定了警示標(biāo)志的采用對(duì)核電廠的安全生產(chǎn)、減少和避免工作人員的輻射危害具有重要意義。國(guó)標(biāo)GB2894規(guī)定了工礦企業(yè)、建筑工地、廠內(nèi)運(yùn)輸和其它必要提醒人們注意安全的場(chǎng)所，皆應(yīng)設(shè)置安全標(biāo)志和提示標(biāo)志。從輻射防護(hù)角度，有關(guān)的警示標(biāo)志一般應(yīng)有：（1）放射性管道、設(shè)備，廢物容器，放射性工作場(chǎng)所應(yīng)按國(guó)標(biāo)GB18871的規(guī)定設(shè)置電離輻射標(biāo)志。（2）核島廠房?jī)?nèi)應(yīng)按GB2894《安全標(biāo)志》的規(guī)定設(shè)置安全標(biāo)志和提示標(biāo)志。設(shè)置事故應(yīng)急撤離路線標(biāo)識(shí)和位置指示標(biāo)志；（3）放射性廠房?jī)?nèi)根據(jù)輻射分區(qū)的要求，對(duì)不同區(qū)域分別設(shè)置醒目的分區(qū)標(biāo)志（可用顏色標(biāo)出），并標(biāo)明各區(qū)的輻射特征；（4）廠區(qū)內(nèi)的道路應(yīng)標(biāo)志出放射性物品運(yùn)輸?shù)缆泛蛻?yīng)急撤離路線標(biāo)識(shí)。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第33頁(yè)!

（2）制定輻射防護(hù)大綱和輻射防護(hù)規(guī)章核電廠在首次裝料前應(yīng)制定出并經(jīng)審批的輻射防護(hù)大綱、輻射防護(hù)規(guī)章制度，指導(dǎo)本核電廠的輻射防護(hù)工作。目的是通過(guò)管理機(jī)構(gòu)、規(guī)章制度、和實(shí)施程序等來(lái)反映輻射防護(hù)職責(zé)、輻射防護(hù)措施的落實(shí)程度，能否做到保護(hù)工作人員和公眾。輻射防護(hù)大綱編寫的內(nèi)容一般應(yīng)包括：1）各管理部門的輻射防護(hù)與安全職責(zé)，包括相應(yīng)的組織安排、業(yè)主、注冊(cè)者、許可證持有者各自的責(zé)任劃分；2）指定控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)；3）用于進(jìn)行工作監(jiān)督的崗位責(zé)任；4）個(gè)人及場(chǎng)所監(jiān)測(cè)的安排，包括如何獲得和維護(hù)輻射防護(hù)儀器；5）與控制受照、職業(yè)輻射防護(hù)及安全相關(guān)的決策、個(gè)人監(jiān)測(cè)的信息記錄與報(bào)告系統(tǒng)；6）有關(guān)危害的性質(zhì)、防護(hù)（包括個(gè)人防護(hù)用品的使用）與安全的教育與培訓(xùn)；7）定期評(píng)估和審計(jì)輻射防護(hù)程序的方法；8）干預(yù)計(jì)劃；9）健康監(jiān)護(hù)計(jì)劃；10）質(zhì)量保證與過(guò)程改進(jìn)的相關(guān)要求。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第34頁(yè)!

3）控制區(qū)內(nèi)各子區(qū)的工作時(shí)間限制已列在表5.1（即輻射分區(qū)的規(guī)定）中，對(duì)于限定工作區(qū)和特許工作區(qū)內(nèi)的工作時(shí)間，應(yīng)事先通過(guò)測(cè)量了解該區(qū)的劑量率，并根據(jù)待進(jìn)入人員的輻照歷史，經(jīng)過(guò)輻射防護(hù)人員核實(shí)確認(rèn)，并得到有關(guān)領(lǐng)導(dǎo)批準(zhǔn)后才能進(jìn)入。4）在控制區(qū)內(nèi)凡是否需要采取輻射防護(hù)措施的工作，都必須執(zhí)行輻射工作許可證制度，許可證要注明工作場(chǎng)所輻射水平，污染程度，輻射危害類型，防護(hù)措施，允許工作時(shí)間和輻射監(jiān)測(cè)要求等。許可證由負(fù)責(zé)輻射防護(hù)的部門簽發(fā)。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第35頁(yè)!（6）對(duì)工作人員進(jìn)行醫(yī)學(xué)監(jiān)督和檢查

核電廠對(duì)工作人員應(yīng)定期地進(jìn)行常規(guī)醫(yī)學(xué)檢查，其目的是評(píng)價(jià)工作人員的健康狀況，提供在職或事故輻射照射情況下原始健康狀況資料，確定工作人員的健康狀況能否從事輻射工作。

核電廠應(yīng)任命受過(guò)醫(yī)學(xué)和輻射醫(yī)學(xué)專門培訓(xùn)的醫(yī)生，負(fù)責(zé)處理核電站工作人員的常規(guī)醫(yī)學(xué)監(jiān)督和檢查的組織工作。

核電廠對(duì)受到內(nèi)、外照射超過(guò)年劑量限值的異常受照人員，必須尋求醫(yī)學(xué)咨詢，根據(jù)實(shí)際受照情況，負(fù)責(zé)醫(yī)生給出正確的、迅速的醫(yī)學(xué)處理。核電廠應(yīng)就地對(duì)較高異常受照人員進(jìn)行初步的處理和必要的醫(yī)學(xué)檢查，必要時(shí)應(yīng)把嚴(yán)重受照人員轉(zhuǎn)移到專業(yè)的醫(yī)療機(jī)構(gòu)進(jìn)行治療。異常受照人員能否繼續(xù)從事輻射工作，應(yīng)由負(fù)責(zé)醫(yī)生會(huì)同輻射防護(hù)部門，在考慮受照人員的受照歷史情況后作出判斷。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第36頁(yè)!1.4,最優(yōu)化原則的應(yīng)用

輻射防護(hù)最優(yōu)化是輻射防護(hù)體系中的重要基本原則，對(duì)于核電廠來(lái)說(shuō)，應(yīng)做到：（1）在考慮了下列經(jīng)濟(jì)和社會(huì)因素之后，所有的照射都應(yīng)當(dāng)保持在規(guī)定限值以內(nèi)，并處于可合理達(dá)到的盡量低的水平（即ALARA原則）：1）應(yīng)當(dāng)通過(guò)輻射防護(hù)措施，把核電廠運(yùn)行狀態(tài)引起的輻射照射降低到這樣的數(shù)值，使得進(jìn)一步增加設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行費(fèi)用與所獲得的輻射照射的減少相比已不值得（經(jīng)濟(jì)因素）。2）設(shè)計(jì)中應(yīng)考慮減小輻射防護(hù)控制區(qū)中不同類型工作人員所接受到的職業(yè)照射劑量的差異，避免放射性工作區(qū)的惡劣工作條件（社會(huì)因素）?？赡苁艿阶畲笳丈涞墓ぷ魅藛T包括換料、維修、檢查和輻射防護(hù)人員等。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第37頁(yè)!1.5,設(shè)計(jì)目標(biāo)

對(duì)于核電廠運(yùn)行期間的設(shè)計(jì)目標(biāo)主要是：（1）為了保證設(shè)計(jì)將人員受照劑量降低到可合理達(dá)到的盡量低的水平，同時(shí)體現(xiàn)最佳實(shí)踐，應(yīng)當(dāng)對(duì)職業(yè)照射設(shè)定個(gè)人劑量和集體劑量設(shè)計(jì)目標(biāo)。設(shè)計(jì)目標(biāo)應(yīng)體現(xiàn)劑量約束的概念，為劑量限值的一個(gè)適當(dāng)?shù)姆蓊~。（2）為了將設(shè)計(jì)的重點(diǎn)放在對(duì)工作人員的個(gè)人劑量和集體劑量貢獻(xiàn)最大的有關(guān)方面，需要對(duì)可能受到最大劑量的工作人員組設(shè)定集體劑量設(shè)計(jì)目標(biāo)，例如維修人員和保健物理人員等。同樣，需要對(duì)每個(gè)工種的集體劑量設(shè)定設(shè)計(jì)目標(biāo)，例如主要部件的維修、在役檢查、換料和廢物管理等。與設(shè)計(jì)關(guān)鍵階段的劑量評(píng)價(jià)相結(jié)合，上述設(shè)計(jì)目標(biāo)可作為劑量監(jiān)測(cè)和運(yùn)行中劑量管理的依據(jù)。（3）集體劑量的設(shè)計(jì)目標(biāo)可用人·希沃特/吉瓦·年（man·Sv/GWe·a）的形式來(lái)表示。一般而言，集體劑量設(shè)計(jì)目標(biāo)應(yīng)不超過(guò)1man·Sv/GWe·a（單一年份的上限值）。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第38頁(yè)!壓水堆(PWR)示意圖核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第39頁(yè)!

堆本體及一次冷卻劑系統(tǒng)布置在安全殼內(nèi)；化容控制系統(tǒng)及堆安全系統(tǒng)主要設(shè)備都布置在輔助廠房?jī)?nèi)，部分在安全殼內(nèi)；燃料操作系統(tǒng)主要在燃料廠房?jī)?nèi)，部分在安全殼內(nèi)；三廢處理系統(tǒng)布置在輔助廠房?jī)?nèi)；透平發(fā)電系統(tǒng)布置在透平廠房?jī)?nèi)。

堆本體是一個(gè)圓柱形壓力容器（也稱壓力殼），內(nèi)部裝有堆芯燃料組件及上、下支撐板、控制棒、堆芯筒體、熱屏蔽等。冷卻劑水進(jìn)入反應(yīng)堆后從堆芯筒體和壓力容器壁間向下流到堆底后轉(zhuǎn)彎向上，將鈾裂變發(fā)出的熱量帶走，從堆芯上部流出。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第40頁(yè)!

堆安全系統(tǒng)主要是針對(duì)失水事故設(shè)置的，其中包括：（1）應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，由蓄壓水箱注入，高壓注入和低壓注入等系統(tǒng)組成，向堆芯提供應(yīng)急冷卻；（2）安全殼噴淋系統(tǒng)，用來(lái)降低事故時(shí)安全殼內(nèi)的壓力、溫度及空氣中放射性碘和微塵的濃度；（3）余熱去除系統(tǒng)，用于去除停堆后的堆芯剩余發(fā)熱；（4）安全殼內(nèi)空氣循環(huán)過(guò)濾系統(tǒng)；（5）安全殼隔離系統(tǒng)。

燃料操作系統(tǒng)，主要設(shè)備有裝卸料機(jī)、運(yùn)輸小車、運(yùn)輸通道、運(yùn)輸容器、燃料存放池、存放池水的冷卻和凈化系統(tǒng)等，作用是進(jìn)行燃料組件的裝卸、存放和發(fā)送等工作。

二回路透平發(fā)電系統(tǒng)，與火力發(fā)電廠基本相同。但蒸汽壓力較低，蒸汽量較大。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第41頁(yè)!表2.1壓水堆核電廠的主要參數(shù)參數(shù)名稱單位嶺澳核電廠1#、2#機(jī)組秦山二期核電廠1#、2#機(jī)組熱功率MWt28951930電功率MWe900600環(huán)路數(shù)條32主冷卻劑/運(yùn)行壓力（絕對(duì)）MWa15.515.5主冷卻劑進(jìn)/出口溫度℃292.4/327.6292.8/327.2每條環(huán)路流量m3/s6.616.48燃料組件數(shù)盒157121鈾的總裝量T72.06355.8活性區(qū)高度（冷態(tài)）M3.663.658活性區(qū)等效直徑（冷態(tài)）M2.67蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力Mpa6.718.6蒸汽發(fā)生器二次側(cè)溫度℃316核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第42頁(yè)!（2）裂變產(chǎn)物發(fā)出的緩發(fā)γ射線U-235裂變產(chǎn)生大量的裂變產(chǎn)物，它們的質(zhì)量數(shù)從72到166，共計(jì)300多種同位素，加上堆芯內(nèi)的活化產(chǎn)物和超鈾元素，在堆芯內(nèi)總共約有400種放射性核素。這些裂變產(chǎn)物大多數(shù)是不穩(wěn)定的核，它們?cè)谒プ冞^(guò)程中發(fā)出β射線、γ射線（有的還發(fā)出中子），混合裂變產(chǎn)物γ射線的能量在10KeV～6.7MeV之間。（3）其它γ射線堆芯中發(fā)的γ射線，除上兩項(xiàng)之外還有熱中子俘獲γ，快中子的非彈性散射γ、核反應(yīng)產(chǎn)物γ、活化產(chǎn)物γ、湮沒輻射和軔致輻射等。這些γ射線在數(shù)量上和所帶走的總能量都比前兩項(xiàng)小，但俘獲γ和非彈性散射γ可產(chǎn)生在屏蔽體內(nèi)，且俘獲γ的能量很高（6～8MeV），因而在屏蔽計(jì)算時(shí)必須考慮。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第43頁(yè)!

必須指出的是，表3.1～表3.3給出的數(shù)值是U-235裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物的數(shù)值。而實(shí)際上在堆芯內(nèi)還有其它核素的裂變，例U-238的快中子裂變，U-238吸收中子后轉(zhuǎn)變成Pu-239的裂變，此外，堆芯中還有結(jié)構(gòu)材料在中子作用下產(chǎn)生的放射性活化產(chǎn)物。因而對(duì)于一個(gè)實(shí)際的核電廠，表3.1～表3.3給出的數(shù)值只能是堆芯輻射源項(xiàng)的近似代表。

表3.4給出了華能山東島灣核電廠高溫氣冷堆核電站示范工程（代號(hào)HTR-PM）堆芯主要核素放射性總量。單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度約為1.59×1017Bq/MW。

核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第44頁(yè)!3.2冷卻劑系統(tǒng)中的放射性

（一）PWR

在PWR主冷卻劑水中放射性物質(zhì)的來(lái)源為：（1）包殼破損的燃料元件裂變產(chǎn)物的泄漏；（2）燃料元件表面污染的鈾，發(fā)生裂變產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物；（3）冷卻劑回路管道內(nèi)表面、堆內(nèi)構(gòu)件和設(shè)備表面的腐蝕產(chǎn)物的活化（一種是先被腐蝕下來(lái)的物質(zhì)通過(guò)堆芯時(shí)被活化，另一種是堆內(nèi)構(gòu)件先被活化后再被腐蝕下來(lái)進(jìn)入冷卻劑）；（4）冷卻劑水本身、原有雜質(zhì)及化學(xué)添加物（例如硼、氫氧化鋰、聯(lián)氨等）的活化。

主冷卻劑水的凈化、泄漏，核素的衰變和在設(shè)備表面上的沉積會(huì)使水中放射性濃度降低。3.2.1主回路中的放射性活度核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第45頁(yè)!

必須指出的是：1）表3.6給出的數(shù)值只是參考堆的典型值，對(duì)于一個(gè)具體核電廠必須根據(jù)它堆芯和主回路的設(shè)計(jì)進(jìn)行計(jì)算，得出實(shí)際的主冷卻劑水中的放射性濃度。2）核電廠工作人員受到的輻射劑量大約70％來(lái)自于檢修，而檢修時(shí)的劑量又主要來(lái)自主回路設(shè)備中沉積的腐蝕活化產(chǎn)物量，特別是Co-60。因而設(shè)計(jì)中設(shè)法降低主冷卻劑水中的腐蝕活化產(chǎn)物濃度十分重要。選低鈷不銹鋼，降低水中Co-60的活度。（二）HTR（高溫氣冷堆）HTR主回路冷卻劑是氦氣，活化產(chǎn)物不是來(lái)源于水對(duì)堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料（包括元件包殼）腐蝕產(chǎn)物的活化，而是來(lái)源于燃料元件包殼石墨和結(jié)構(gòu)材料石墨中吸附的雜質(zhì)氮、氧等（特別是石墨含有的雜質(zhì)鋰，因6Li(n,α)3H反應(yīng)產(chǎn)生的氚是主冷卻劑氦中氚的主要來(lái)源）的活化，以及石墨和氦本身的活化，生成的活化產(chǎn)物主要的是C-14、H-3。因而HTR主冷卻劑氦中的活化產(chǎn)物很低，這就較大地降低了檢修時(shí)工作人員可能受到的劑量。表3.7給出了HTR-PM主冷卻劑氦中放射性核素濃度。總活度約為5.96×1011Bq，濃度約為8.7×105Bq/L，單位功率下的裂變產(chǎn)物濃度約為；3.5×10-3Bq/W.L，大大低于PWR。HTR采用包覆顆粒燃料，4層包覆層（由內(nèi)到外分別是疏松熱解碳層、內(nèi)致密熱解碳層、碳化硅層、外內(nèi)致密熱解碳層）對(duì)裂變產(chǎn)物有很強(qiáng)的阻擋能力。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第46頁(yè)!3.2.2二回路中的放射性活度

對(duì)于PWR二回路中的放射性來(lái)源于主冷卻劑通過(guò)破損的蒸汽發(fā)生器換熱管向二回路的泄漏。表3.6中給出的二回路爐水和蒸汽中的放射性濃度是基于主冷卻劑向二回路的泄漏率為3.9×10-4kg/s而計(jì)算出來(lái)的。二回路水和蒸汽中的放射性活度較低，該表給出的數(shù)值可知：1）水中裂變產(chǎn)物濃度約8.45×10-4MBq/kg，腐蝕活化產(chǎn)物濃度約1.13×10-4MBq/kg，氚的濃度約3.70×10-2MBq/kg；2）蒸汽中裂變產(chǎn)物濃度約為4.51×10-5MBq/kg，腐蝕產(chǎn)物濃度約4.48×10-6MBq/kg，氚濃度約3.70×10-2MBq/kg。

對(duì)于HTR，由于二回路的壓力高于主回路，除了氚在高溫下通過(guò)蒸汽發(fā)生器熱管管壁穿透進(jìn)入二回路外，主回路中的其它放射性核素難以進(jìn)入二回路，因而對(duì)于高溫氣冷堆二回路的污染只需考慮氚。HTR-PM的計(jì)算結(jié)果為，在穩(wěn)定運(yùn)行之后二回路中氚的濃度值約為3.3×10-2MBq/kg。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第47頁(yè)!核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第48頁(yè)!3.4乏燃料的儲(chǔ)存與運(yùn)輸系統(tǒng)中的輻射源

核電廠的放射性物質(zhì)主要存在于燃料元件中，除了堆芯之外，其次是乏燃料存放池和運(yùn)輸容器。

對(duì)于秦山二期核電廠，根據(jù)表3.1和表2.1給出的參數(shù)，可估算出一爐乏燃料的總活度（按運(yùn)行3年、冷卻10天考慮）約4×1019Bq。每盒燃料組件的總活度約3.3×1017Bq。因而儲(chǔ)存水池和運(yùn)輸容器的輻射防護(hù)問題十分重要。

對(duì)于HTR-PM，的燃料元件是包覆顆粒球形元件(直徑6cm),運(yùn)行方式是連續(xù)換料，在運(yùn)行時(shí)每個(gè)燃料球內(nèi)的放射性活度是不同的。達(dá)到燃耗后的燃料球?qū)⒈恍冻觯b入乏燃料球罐，每個(gè)罐裝50萬(wàn)個(gè)乏燃料球罐。計(jì)算給出一個(gè)最新裝滿乏燃料球的貯存罐中放射性總活度為9.6×1017Bq。

對(duì)于HTR-PM，涉及到與燃料元件相關(guān)的系統(tǒng)還有燃料球的裝卸系統(tǒng)、燃料球的燃耗測(cè)量系統(tǒng)、碎燃料球貯存罐、檢修時(shí)堆芯中全部卸出時(shí)燃料球暫存罐等，它們都具有很高的放射性活度。為節(jié)省篇幅，此處不再給出。

核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第49頁(yè)!

4.核電廠的輻射危害因素核電廠的堆芯是一個(gè)強(qiáng)大的輻射源。各系統(tǒng)中又存在著大量的放射性物質(zhì)。輻射照射對(duì)工作人員是一個(gè)重要的危害因素。在核電廠各工藝房間內(nèi)的劑量率取決于該房間內(nèi)工藝系統(tǒng)設(shè)備中的放射性活度以及屏蔽層的厚度。對(duì)于反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)堆本體屏蔽層外的劑量率取決于瞬發(fā)γ和中子的強(qiáng)度和屏蔽層的厚度。顯然不同的核電廠差別很大。4.1外照射核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第50頁(yè)!

表4.3給出了化容控制系統(tǒng)混合床離子交換柱的輻射水平，由該表給出的數(shù)值可知，在閥門操作走廊的照射量率也可達(dá)0.0025～0.02R/h之間。在電站B第二次離子交換柱的下面，高達(dá)20R/h。

表4.4給出了各種過(guò)濾器的輻射水平。由該表給出的數(shù)值可知，對(duì)于不同過(guò)濾器的輻射水平不同。堆冷卻水過(guò)濾器的輻射水平最高，實(shí)測(cè)到的最大值為200R/h。

表4.5給出了一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平。從該表給出的數(shù)值來(lái)看，PWR一些主要設(shè)備及其房間的輻射水平，在不同地方差別很大，最高與最低值之間的差別可高達(dá)5個(gè)量級(jí)左右。其中容積控制罐處的輻射水平很高，運(yùn)行時(shí)最高值可達(dá)2×105mR/h，停堆后仍達(dá)300mR/h。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第51頁(yè)!4.2內(nèi)照射

由于設(shè)備的泄漏放射性物質(zhì)會(huì)進(jìn)入設(shè)備房間的大氣中，工作人員吸入了這些放射性物質(zhì)，或由于表面污染而造成工作人員因食入或由皮膚滲入放射性物質(zhì)則會(huì)造成內(nèi)照射，因而這也是一個(gè)輻射危害的因素。

在輕水堆的核電廠中個(gè)人受到的輻射危害主要來(lái)自外照射，內(nèi)照射占的份額很小，一般說(shuō)來(lái)只占職業(yè)照射總劑量的1%左右，或稍多一點(diǎn)。盡管如此，但也應(yīng)重視。也就是說(shuō)對(duì)各工藝房間必須進(jìn)行空氣中放射性濃度的監(jiān)測(cè)和表面污染監(jiān)測(cè)，在操作過(guò)程中要采用必要的防護(hù)措施，防止放射性物質(zhì)進(jìn)入體內(nèi)。

核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第52頁(yè)!核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第53頁(yè)!5.2控制輻射源

在設(shè)計(jì)階段應(yīng)對(duì)核電廠的輻射源設(shè)計(jì)進(jìn)行最優(yōu)化，因?yàn)檩椛湓磿?huì)影響到整個(gè)核電廠的輻射水平，而其他方面的設(shè)計(jì)僅會(huì)對(duì)局部區(qū)域內(nèi)的輻射水平產(chǎn)生影響。對(duì)于PWR的設(shè)計(jì)來(lái)說(shuō)，停堆后主要輻射源是活化腐蝕產(chǎn)物，只是在發(fā)生大量燃料包殼失效的情況下，裂變產(chǎn)物才也有可能成為主要的輻射源。

核電廠工作人員的職業(yè)照射主要來(lái)自維護(hù)檢修工作，其中主要的輻射源在主冷卻劑系統(tǒng)，因而降低該系統(tǒng)中的放射性活度水平，對(duì)于降低職業(yè)照射劑量十分關(guān)鍵。主要有下列措施：核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第54頁(yè)!

運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，如果調(diào)整硼酸和氫氧化鋰的濃度（即控制Li-B協(xié)調(diào)曲線），把PH值控制在6.9～7.4范圍內(nèi)，則可減少腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生和在設(shè)備表面的沉積，降低整個(gè)系統(tǒng)內(nèi)的放射性活度。有的核電廠在主冷卻劑中加入鋅來(lái)降低主冷卻劑系統(tǒng)結(jié)構(gòu)材料的腐蝕速率，其作用機(jī)制是鋅能進(jìn)入材料表面的氧化膜中，將氧化膜晶格位置上的鎳和鈷置換出來(lái)，從而改變了氧化膜的形態(tài)、組成、和腐蝕特性，使得它更穩(wěn)定和更耐腐蝕。（3）過(guò)濾凈化

把主冷卻劑中的腐蝕產(chǎn)物過(guò)濾掉，可降低放射性活度，但常見的離子交換樹脂不能在主冷卻劑的工作溫度下工作，要采用在高溫下能工作的過(guò)濾器，則可降低主冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物的活度。

目前采用的過(guò)濾器有電磁過(guò)濾器和石墨過(guò)濾器。據(jù)報(bào)導(dǎo)，當(dāng)沉降率為5×10-4/s時(shí)，主冷卻劑旁路流量份額為0.5%，過(guò)濾效率為90%時(shí)，冷卻劑攜帶的腐蝕產(chǎn)物濃度可降低1倍，當(dāng)沉降率為10-2/s，旁路流量份額為0.5%時(shí)，冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物濃度則降低5～10%。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第55頁(yè)!

為對(duì)工作人員進(jìn)入輻射區(qū)的工作進(jìn)行管理，以盡量減少工作人員可能受到的劑量，和防止污染的擴(kuò)散，對(duì)核電廠的放射性廠房應(yīng)進(jìn)行分區(qū)。國(guó)標(biāo)GB18871規(guī)定輻射工作場(chǎng)所分為監(jiān)督區(qū)和控制區(qū)。

分區(qū)的方法是把輻射工作人員在一年的預(yù)期工作期間內(nèi)所接受的劑量可能超過(guò)5mSv的場(chǎng)所設(shè)定為控制區(qū)；把輻射工作人員在一年的預(yù)期工作期間內(nèi)所接受的劑量不超過(guò)5mSv，但超過(guò)1mSv的場(chǎng)所設(shè)定為監(jiān)督區(qū)；對(duì)于其他工作人員在一年的預(yù)期工作期間內(nèi)所接受的劑量不超過(guò)1mSv的場(chǎng)所設(shè)定為非限制區(qū)。

在控制區(qū)內(nèi)一般還按照輻射水平和污染水平的高低再劃分為幾個(gè)子區(qū)域。輻射水平和污染水平越高，越要嚴(yán)格控制在該區(qū)域內(nèi)的工作時(shí)間，采取嚴(yán)格的防護(hù)措施，以確保工作人員不超過(guò)年劑量限值。不同國(guó)家的子區(qū)域的劃分不完全一致，少的有三個(gè)子區(qū)，多的有六個(gè)子區(qū)。表5.1給出了我國(guó)的規(guī)定。5.3放射性廠房的分區(qū)和管理核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第56頁(yè)!

5.4設(shè)置衛(wèi)生出入口

為嚴(yán)格控制工作人員所受到的輻射照射，并對(duì)人員的受照劑量進(jìn)行測(cè)量和記錄，同時(shí)也防止放射性污染的擴(kuò)散，保證非放射性區(qū)域不受污染，在放射性廠房?jī)?nèi)進(jìn)入控制區(qū)處要設(shè)置衛(wèi)生出入口，對(duì)進(jìn)入控制區(qū)的人員和移出控制區(qū)的物品要進(jìn)行監(jiān)控，但人流通道和物流通道必須嚴(yán)格分開。衛(wèi)生出入口內(nèi)的基本設(shè)施：（1）人員的個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)設(shè)備（個(gè)人劑量計(jì)或報(bào)警儀、熱釋光劑量片等）；（2）人員和設(shè)備外部污染檢測(cè)設(shè)備（全身劑量監(jiān)測(cè)儀、手、足表面污染監(jiān)測(cè)儀、設(shè)備表面污染監(jiān)測(cè)儀等）；（3）人員去污設(shè)備（淋浴、洗滌盆等）；（4）個(gè)人生活用服（包括鞋、襪）、清潔工作服等的貯存設(shè)施；（5）污染工作服貯存設(shè)施；（6）防護(hù)服、靴子、呼吸道保護(hù)設(shè)備（口罩、氣衣等）。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第57頁(yè)!5.5屏蔽設(shè)計(jì)

屏蔽是降低外照射的重要措施之一。核電廠的屏蔽比較復(fù)雜，其主要特點(diǎn)是：（1）輻射源的情況比較復(fù)雜，它們是：1）強(qiáng)度大，長(zhǎng)期運(yùn)行情況下單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度約為1.7×1017Bg/MW；單位功率瞬發(fā)裂變?chǔ)脧?qiáng)度約為2.3×1017MeV/MW.s；單位功率瞬發(fā)裂變中子強(qiáng)度約為7.7×1016n/MW.s，或1.6×1017MeV/MW.s。2）射線種類多，有瞬發(fā)γ和中子，有次級(jí)γ，特別是中子在屏蔽材料中產(chǎn)生的次級(jí)γ（俘獲γ及非彈性散射γ）。主回路中有16N發(fā)出的高能γ，對(duì)HWR回路中還有氘的（γ,n）反應(yīng)產(chǎn)生的光激中子。3）能量范圍寬，γ射線能量在10KeV～10MeV之間；中子能量在ev量級(jí)～18MeV之間。4）反應(yīng)堆運(yùn)行和停堆時(shí)輻射源的類型、強(qiáng)度和能譜特性差別很大。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第58頁(yè)!（4）屏蔽材料選擇要多樣化。由于中子和γ與物質(zhì)的相互作用特性不同，因而對(duì)中子和γ要選用不同的屏蔽材料。常用的屏蔽材料有：混凝土、鐵、鉛、水，為吸收熱中子在屏蔽材料中有時(shí)需加入硼。對(duì)于γ射線的屏蔽要選用重材料（高原子序數(shù)Z），這是因?yàn)棣蒙渚€與物質(zhì)發(fā)生相互作用時(shí)原子序數(shù)越高，作用的幾率（稱為“作用截面”）越大。光電效應(yīng)截面與Z5成正比，康普頓效應(yīng)截面與Z成正比，電子對(duì)效應(yīng)截面與Z2成正比。對(duì)于中子(特別是快中子)的屏蔽材料的選擇一定要考慮材料中含有較原子序數(shù)較小的元素（俗稱輕元素），特別是氫。這是由于中子與物質(zhì)相互作用時(shí)的非彈射散射產(chǎn)生能量較高的γ射線，而中子與輕元素相互作用發(fā)生一次彈射散射就會(huì)級(jí)大地?fù)p失能量，例中子與氫發(fā)生一次彈射散射，則可損失掉自己的全部入射動(dòng)能。由此可很快地使中子能量降低，變成熱中子，在屏蔽層中被吸收掉。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第59頁(yè)!2）限制進(jìn)入屏蔽層的中子和γ射線的最高注量率，以降低對(duì)屏蔽材料帶來(lái)的發(fā)熱影響。特別是要防止混凝土可能帶來(lái)的脫氫和脫水，而降低了對(duì)中子的屏蔽能力。

行標(biāo)《壓水堆核電廠輻射屏蔽設(shè)計(jì)準(zhǔn)則》規(guī)定了進(jìn)入屏蔽層內(nèi)表面的中子注量率應(yīng)小于5×109n/cm2.s；γ注量率應(yīng)小于4×1010MeV/cm2.s。（3）在屏蔽設(shè)計(jì)中必須考慮防止由于貫穿件可能帶來(lái)的縫隙效應(yīng)。由此在貫穿件穿過(guò)屏蔽層時(shí)應(yīng)采用Z字形和彎曲形通道，確保在任何可見的路徑上都存在有屏蔽。此時(shí)在貫穿件附近屏蔽墻的厚度要加厚，或增加材料的密度。應(yīng)對(duì)縫隙帶來(lái)的屏蔽減弱情況進(jìn)行分析計(jì)算。（4）對(duì)于主回路系統(tǒng)設(shè)備（例主泵，管路）的屏蔽計(jì)算中，一個(gè)特別需要考慮的核素是N-16，它不但濃度很高，而且發(fā)出的γ射線能量也很高。對(duì)于HWR還應(yīng)考慮氘的（γ,n）反應(yīng)生成的光激中子。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第60頁(yè)!5.6采用操作器械和提高操作技術(shù)

距離防護(hù)，采用操作器械進(jìn)行遠(yuǎn)距離操作（特別是自動(dòng)化程度高的器械）增加工作人員與輻射源之間的距離，能有效地降低工作人員受到的劑量，其中包括遠(yuǎn)距離進(jìn)行檢查、檢驗(yàn)和遠(yuǎn)距離進(jìn)行檢修、設(shè)備的拆除和重新安裝等。

蒸汽發(fā)生器是PWR故障率較高的設(shè)備。蒸汽發(fā)生器傳熱管破損會(huì)導(dǎo)致主冷卻劑向二回路的泄漏,帶放射性的主冷卻劑向二回路泄漏，就會(huì)造成二回路設(shè)備污染。若采用人工的方法檢查破損小管，工作人員要站在蒸汽發(fā)生器的人孔附近。資料報(bào)道在蒸汽發(fā)生器人孔處照射量率約在0.15～0.8R/h之間。檢查一個(gè)小管所需時(shí)間3～5分鐘，若檢查時(shí)間取4分鐘，則檢查100根小管則會(huì)受到約1～5R的照射。若采用自動(dòng)定位的檢查裝置，工作人員可遠(yuǎn)距離操作，只在安裝和取走檢查裝置時(shí)才需接觸到蒸汽發(fā)生器，則可大大降低受照劑量。

手工焊接堵管需要人進(jìn)入蒸汽發(fā)生器水室內(nèi)工作，堵一個(gè)破口需要焊兩個(gè)塞子，約需10分鐘。而采用爆炸堵管，堵一個(gè)管子只需1分鐘。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第61頁(yè)!5.8系統(tǒng)和設(shè)備的合理布置核電廠各個(gè)系統(tǒng)和設(shè)備的合理布置能大大降低運(yùn)行和維修人員的輻射照射，這在核電廠的設(shè)計(jì)時(shí)必須優(yōu)化考慮。從輻射防護(hù)角度，對(duì)系統(tǒng)和設(shè)備布置的基本要求有：（1）帶放射性設(shè)備、系統(tǒng)、廠房與不帶放射性的設(shè)備、系統(tǒng)、廠房要分開布置。非放射性設(shè)備、系統(tǒng)、廠房盡管遠(yuǎn)離高輻射區(qū)。（2）輻射水平相對(duì)高的設(shè)備要相對(duì)集中、高輻射區(qū)布置在隔離區(qū)內(nèi)。（3）布置含有放射性的設(shè)備、管道等都要留有足夠的空間，以便于維護(hù)檢修，并使工作人員與輻射源保持一定的距離，需經(jīng)常維護(hù)檢修的設(shè)備盡可能遠(yuǎn)離高輻射區(qū)。（4）輸送放射性介質(zhì)的管道盡量布置在高輻射區(qū)，必須通過(guò)低輻射區(qū)（即人員經(jīng)常進(jìn)入的區(qū)域）時(shí)應(yīng)盡可能短，并根據(jù)輻射水平采取必要的防護(hù)措施（例如局部屏蔽）。核電廠的輻射防護(hù)劉原中共69頁(yè)，您現(xiàn)在瀏覽的是第62頁(yè)!5.9輻射監(jiān)測(cè)