【正文】 劉原中 清華大學核研院 核電廠的輻射防護 1,概述 核電廠輻射防護設計的目的是建立和保持對核電廠帶來的電離輻射危害的有效防御措施，采取多種防護手段，降低核輻射對工作人員、公眾的危害 ，防止確定性 效應的發(fā)生，并將隨機性效應的發(fā)生率降低到可接受的水平，保護工作人員、公眾和環(huán)境的安全。此外，本課程也為實現(xiàn)輻射防護目標提供一些指導。 ,目的 ,范圍 ? 核電廠的輻射防護涉及的方面有：（ 1）核電廠運行期間對工作人員的輻射防護；（ 2）核電廠運行期間對公眾的輻射防護；（ 3）核電廠事故工況（包括嚴重事故）下對工作人員的輻射防護；（ 4）核電廠事故工況（包括嚴重事故）下對公眾的輻射防護；（ 5）核電廠退役對工作人員的輻射防護；（ 6）核電廠退役對公眾的輻射防護；（ 7）放射性廢物的操作、處理和貯存的輻射防護。 ?鑒于課時有限， 本課程只介紹核電廠運行期間對工作人員的輻射防護。 ,劑量限值和劑量約束 ? 劑量限值是輻射防護三原則之一，對于核電廠的設計來說，應當使運行期間產(chǎn)生的輻射照射不超過為工作人員所規(guī)定的劑量限值和劑量約束。劑量限值和劑量約束應符合國標 GB188712022《電離輻射防護和輻射源安全基本標準》的規(guī)定。 ?（ 1）職業(yè)照射工作人員的年個人劑量限值為 20毫希沃特（ mSv）（ 5年平均值），任何單一年份不應超過 50毫希沃特（ mSv）。 ?（ 2）核安全導則 HAD102/12－ 2022《核動力廠輻射防護設計》（報批稿）中，提出了職業(yè)照射工作人員的個人劑量約束應不超過 15毫希沃特 /年（ mSv/a）。 ,最優(yōu)化原則的應用 ? 輻射防護最優(yōu)化是輻射防護體系中的重要基本原則，對于核電廠來說，應做到： ?（ 1）在考慮了下列經(jīng)濟和社會因素之后，所有的照射都應當保持在規(guī)定限值以內(nèi)，并處于可合理達到的盡量低的水平（即 ALARA原則）： ? 1）應當通過輻射防護措施，把核電廠運行狀態(tài)引起的輻射照射降低到這樣的數(shù)值，使得進一步增加設計、建造和運行費用與所獲得的輻射照射的減少相比已不值得（經(jīng)濟因素）。 ? 2）設計中應考慮減小輻射防護控制區(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、檢查和輻射防護人員等。 ?（ 2）輻射防護最優(yōu)化應對一系列的防護措施進行選擇，例如，屏蔽、通風、控制距離和把輻射照射時間減至最短的手段等。為此，應確定可行的待選方案和比較準則及數(shù)值。最后，對這些方案進行評估和比較。 ?（ 3）最優(yōu)化的概念還應當用于避免或者減輕導致工作人員或者公眾照射的核電廠事故后果的設計特征中。 ,設計目標 ? 對于核電廠運行期間的設計目標主要是： ? （ 1）為了保證設計將人員受照劑量降低到可合理達到的盡量低的水平，同時體現(xiàn)最佳實踐，應當對職業(yè)照射設定個人劑量和集體劑量設計目標。設計目標應體現(xiàn)劑量約束的概念，為劑量限值的一個適當?shù)姆蓊~。 ? （ 2）為了將設計的重點放在對工作人員的個人劑量和集體劑量貢獻最大的有關(guān)方面，需要對可能受到最大劑量的工作人員組設定集體劑量設計目標，例如維修人員和保健物理人員等。同樣，需要對每個工種的集體劑量設定設計目標，例如主要部件的維修、在役檢查、換料和廢物管理等。與設計關(guān)鍵階段的劑量評價相結(jié)合，上述設計目標可作為劑量監(jiān)測和運行中劑量管理的依據(jù)。 ? （ 3）集體劑量的設計目標可用人 希沃特 /吉瓦 年（manSv/GWea ）的形式來表示。一般而言，集體劑量設計目標應不超過 1 manSv/GWea （單一年份的上限值）。 2,壓水堆 (PWR)核電廠簡介 核電用的核反應堆的堆型有 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，使得為輻射防護設計的基礎“輻射源項”（核素種類、活度大小、和分布等）各有不同， 使得 輻射防護設計上也約有不同 ，但 輻射防護的設計原則都一樣 。 因而以壓水堆型核電廠（ PWR)為基礎介紹的內(nèi)容，其它堆型核電廠也可參考。對于高溫氣冷堆 HTR和 重水堆 HWR的“輻射源項”，有特殊的地方也作一些簡單介紹。 ,核電廠的反應堆堆型 壓水堆 (PWR)示意圖 ? 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)。 ,壓水堆核電廠的主要系統(tǒng) ? 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)主要設備都布置在輔助廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；燃料操作系統(tǒng)主要在燃料廠房內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；三廢處理系統(tǒng)布置在輔助廠房內(nèi)；透平發(fā)電系統(tǒng)布置在透平廠房內(nèi)。 ? 堆本體是一個圓柱形壓力容器（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。冷卻劑水進入反應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。 ? 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)電機發(fā)電。 ? 化容控制系統(tǒng)主要由凈化設備、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)對部分冷卻劑進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）向一次冷卻劑補充冷卻劑并補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 。 ? 堆安全系統(tǒng)主要是針對失水事故設置的，其中包括：（ 1）應急堆芯冷卻系統(tǒng)，由蓄壓水箱注入，高壓注入和低壓注入等系統(tǒng)組成，向堆芯提供應急冷卻；（ 2）安全殼噴淋系統(tǒng)，用來降低事故時安全殼內(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)過濾系統(tǒng)；（ 5）安全殼隔離系統(tǒng)。 ? 燃料操作系統(tǒng)，主要設備有裝卸料機、運輸小車、運輸通道、運輸容器、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。 三廢處理系統(tǒng)：（ 1）廢氣處理系統(tǒng)，對于放射性微塵（氣溶膠）采用高效過濾器進行過濾，對于放射性碘通常采用活性炭吸附，對于惰性氣體通常采用壓縮貯存或活性炭吸附貯存進行衰變。（ 2）廢液處理系統(tǒng)，采用過濾、離子交換、蒸發(fā)濃縮的辦法進行凈化處理；（ 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。 ,壓水堆核電廠的主要參數(shù) 表 壓水堆核電廠的主要參數(shù) 參數(shù)名稱 單位 嶺澳核電廠 2機組 秦山二期核電廠 2機組 熱功率 MWt 2895 1930 電功率 MWe 900 600 環(huán)路數(shù) 條 3 2 主冷卻劑 /運行壓力 （絕對） MWa 主冷卻劑進 /出口溫度 ℃ 每條環(huán)路流量 m3/s 燃料組件數(shù) 盒 157 121 鈾的總裝量 T 活性區(qū)高度（冷態(tài)） M 活性區(qū)等效直徑（冷態(tài)） M 蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力 Mpa 蒸汽發(fā)生器二次側(cè)溫度 ℃ 316 （ 1）瞬發(fā)裂變 γ 射線 ?U235每次裂變平均發(fā)出 177。 γ 光子，這些光子帶走的總能量為 177。 ，光子的能量在 10KeV～ 10MeV之間，平均能量約 MeV。 U235裂變，每瓦的裂變次數(shù)為 1010。 ?對于秦山二期核電廠 2機組熱功率為 1930MW的核電廠，因而瞬發(fā)裂變 γ 的強度：按能量約為 109 1010 = 1020 MeV/s；按 γ 光子數(shù)約為 1020 光子 /s。單位功率瞬發(fā)裂變 γ 強度約為 1017 MeV/，和 平均約 1017光子 /。 3,核電站的輻射源 ,反應堆堆芯中的輻射源 , γ射線 ?（ 2）裂變產(chǎn)物發(fā)出的緩發(fā) γ 射線 ?U235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 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，它們在衰變過程中發(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～ 。 ?（ 3）其它 γ 射線 ?堆芯中發(fā)的 γ 射線，除上兩項之外還有熱中子俘獲 γ ，快中子的非彈性散射 γ 、核反應產(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），因而在屏蔽計算時必須考慮。 ? 表 U235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間（即反應堆的運行時間）和冷卻時間的關(guān)系 。由該表給出的數(shù)值可知， 長期運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物放射性總活度為 1017Bq/MW。 ? 表 單位功率下 γ 射線總強度與輻照時間和冷卻時間的關(guān)系 。 在長期運行情況下單位功率裂變產(chǎn)物 γ 射線總強度約為 1010 MeV/。 ? 表 3年，停堆后不同冷卻時間單位功率下 U235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年后就只剩下原來的約 %。 ? 必須指出的是，表 ～表 U235裂變產(chǎn)生的