核電廠的輻射防護(hù)劉原中

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1、劉原中清華大學(xué)核研院2012.11核電廠的輻射防護(hù)1,概述核電廠輻射防護(hù)設(shè)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(hù)手段，降低核輻射對工作人員、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，本課程也為實現(xiàn)輻射防護(hù)目標(biāo)提供一些指導(dǎo)。1.1,目的1.2,范圍核電廠的輻射防護(hù)涉及的方面有：（1）核電廠運行期間對工作人員的輻射防護(hù)；（2）核電廠運行期間對公眾的輻射防護(hù)；（3）核電廠事故工況（包括嚴(yán)重事故）下對工作人員的輻射防護(hù)；（4）核電廠事故工況（包

2、括嚴(yán)重事故）下對公眾的輻射防護(hù)；（5）核電廠退役對工作人員的輻射防護(hù)；（6）核電廠退役對公眾的輻射防護(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(hù)。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，對于核電廠的設(shè)計來說，應(yīng)當(dāng)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(yīng)符合國標(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人劑量限值為20毫希沃特（mSv）（5年平均值），任何單一年份

3、不應(yīng)超過50毫希沃特（mSv）。（2）核安全導(dǎo)則HAD102/12－2011《核動力廠輻射防護(hù)設(shè)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(yīng)不超過15毫希沃特/年（mSv/a）。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，對于核電廠來說，應(yīng)做到：（1）在考慮了下列經(jīng)濟(jì)和社會因素之后，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)通過輻射防護(hù)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(jìn)一步增加設(shè)計、建造和運行費用與所獲得的輻射照射的減少相比已

4、不值得（經(jīng)濟(jì)因素）。2）設(shè)計中應(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（社會因素）。可能受到最大照射的工作人員包括換料、維修、檢查和輻射防護(hù)人員等。（2）輻射防護(hù)最優(yōu)化應(yīng)對一系列的防護(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，對這些方案進(jìn)行評估和比較。（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)計特征中。1.5,設(shè)計目標(biāo)對于核電廠運行期間的設(shè)計目標(biāo)主要是：（1）

5、為了保證設(shè)計將人員受照劑量降低到可合理達(dá)到的盡量低的水平，同時體現(xiàn)最佳實踐，應(yīng)當(dāng)對職業(yè)照射設(shè)定個人劑量和集體劑量設(shè)計目標(biāo)。設(shè)計目標(biāo)應(yīng)體現(xiàn)劑量約束的概念，為劑量限值的一個適當(dāng)?shù)姆蓊~。（2）為了將設(shè)計的重點放在對工作人員的個人劑量和集體劑量貢獻(xiàn)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(shè)定集體劑量設(shè)計目標(biāo)，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(shè)定設(shè)計目標(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)計關(guān)鍵階段的劑量評價相結(jié)合，上述設(shè)計目標(biāo)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(shè)計目標(biāo)可用人·

6、希沃特/吉瓦·年（man·Sv/GWe·a）的形式來表示。一般而言，集體劑量設(shè)計目標(biāo)應(yīng)不超過1man·Sv/GWe·a（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(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)計的基礎(chǔ)“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(hù)設(shè)計上也約有不同，但輻射防護(hù)

7、的設(shè)計原則都一樣。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。2.1,核電廠的反應(yīng)堆堆型壓水堆(PWR)示意圖圖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)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內(nèi)，部分在安全殼內(nèi)；燃料操作系統(tǒng)主要在

8、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