核電廠的輻射防護

1、 核電廠及反應(yīng)堆的輻射防護概述 自從 1954年第一個示范性核電廠問世以 來,核電廠已有了很大的發(fā)展。目前, 發(fā)電用的核反應(yīng)堆有十多種,其中比較 成 熟 的 有 壓 水 堆 、 沸 水 堆 、 石 墨 氣 冷 堆、石墨水堆和重水堆。在當(dāng)今世界的 核電廠中,輕水堆(壓水堆和沸水堆 核電廠占絕大多數(shù)核電廠 核電廠是利用原子核裂變過程中釋放的核能來 發(fā)電的。對于不同類型的核反應(yīng)堆,相應(yīng)的核 電廠的系統(tǒng)和設(shè)備有較大的差別。壓水堆核電廠主要由核反應(yīng)堆、一回路系統(tǒng)、 二回路系統(tǒng)及其他輔助系統(tǒng)所組成。核反應(yīng)堆是核電廠動力裝置的重要設(shè)備。同時 由于反應(yīng)堆內(nèi)維持著鏈式裂變反應(yīng),因此它又 是一個輻射源。核反應(yīng)堆內(nèi)

2、裝有一定數(shù)量的核 燃料,核燃料裂變過程中釋放出的熱能,由流 經(jīng)反應(yīng)堆內(nèi)的冷卻劑帶出反應(yīng)堆,送往蒸汽發(fā) 生器核電廠 一回路系統(tǒng)由核反應(yīng)堆、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、 蒸汽發(fā)生器和相應(yīng)的管道、閥門及其他輔助設(shè) 備組成。高溫高壓的冷卻水由主循環(huán)泵唧送至 反應(yīng)堆,吸收核燃料裂變放出的熱能后,流進 蒸汽發(fā)生器,通過蒸汽發(fā)生器再將熱量傳遞給 在管外流動的二回路給水,使它變成蒸汽。此 后,再由主循環(huán)泵將冷卻劑重新唧送至反應(yīng)堆 內(nèi),如此循環(huán)構(gòu)成一個密閉的循環(huán)回路核電廠 一回路系統(tǒng)的設(shè)備集中布置在一個立式圓柱狀 半球形頂蓋或球形的建筑物內(nèi),這個建筑物通 常稱為反應(yīng)堆安全殼。安全殼為內(nèi)徑約 30米、 高約 60米的混凝土

3、大型建筑物,它的作用是將 一回路系統(tǒng)中帶放射性物質(zhì)的主要設(shè)備包容起 來,以防止放射性物質(zhì)向外擴散,即使核電廠 發(fā)生最嚴重的事故,放射性物質(zhì)仍能全部安全 地封閉在安全殼內(nèi),不致影響周圍的環(huán)境核電廠 二回路系統(tǒng)是將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)化為電能的裝 置。它由汽水分離器、汽輪機、冷凝器、凝結(jié) 水泵、給水泵等設(shè)備組成。二回路給水吸收了 一回路的熱量后成為蒸汽,然后進入汽輪機做 功,帶動發(fā)電機發(fā)電。由于核反應(yīng)堆是強放射 源,流經(jīng)反應(yīng)堆的冷卻劑帶有一定的放射性, 特別是在燃料元件破損的情況下,一回路的放 射性水平很高。因此從反應(yīng)堆流出來的冷卻劑 一般不宜直接送入汽輪機。所以壓水堆核電廠 比普通電站多一套動力回路。核

4、電廠二回路的 廠房與普通火電站的汽輪發(fā)電機組廠房相似核電廠 核電廠除上述兩個回路系統(tǒng)外,還有化容 控制系統(tǒng)、堆安全系統(tǒng)、燃料操作系 統(tǒng)、廢物處理系統(tǒng)和其他系統(tǒng)工作人員的劑量限值 關(guān)于工作人員受照的基本限值,國際放 射防護委員會第 60號出版物的規(guī)定在第 三章曾給予說明。全身均勻照射每年為 0.02Sv 。實際上工作人員所受照射遠低于 此限值。根據(jù)調(diào)查,近十幾年各國核電 廠 工 作 人 員 的 平 均 年 劑 量 當(dāng) 量 為4.1mSv 。我國曾規(guī)定在正常運行條件 下,核電廠全體輻射工作人員每年人均 有效劑量當(dāng)量控制在 5mSv 以下 正常運行條件下居民的劑量限值關(guān)于廣大居民受照的基本限值,國際

5、放射防護 委員會第 60號出版物規(guī)定 1mSv ,只為天然輻射 的二分之一。不過各國環(huán)保部門提出的管理限 值和核工業(yè)管理部門提出的設(shè)計目標值比這一 數(shù)值還要嚴格 我國有關(guān)標準規(guī)定,在正常運行情況下,每座 核電廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何 人造成的年有效劑量當(dāng)量應(yīng)小于 0.25 mSv/a 事故情況下公眾的劑量限值 從原則上講,不允許出現(xiàn)任何導(dǎo)致居民 遭受大量照射的事故,因而國際放射防 護委員會沒有對此作出規(guī)定。但為了廠 址評價、制定設(shè)計基準事故或應(yīng)急事故 時參考,不少國家都規(guī)定了事故情況下 公眾的劑量限值核電廠的輻射源 原子核反應(yīng)堆是核電廠產(chǎn)生核能的裝置,因 此,它既是一個發(fā)熱源,又是

6、一個放射性水平 較高的輻射源。反應(yīng)堆發(fā)出的輻射分為初級輻 射和次級輻射。可裂變核素(U 、 Pu 在裂變 時及裂變后的產(chǎn)物放出的輻射為初級輻射;初 級輻射與物質(zhì)相互作用所引起的輻射稱為次級 輻射。中子和射線是穿透本領(lǐng)最強的兩種射 線,這兒只討論與核電廠屏蔽防護有關(guān)的中子 和射線源核電廠的輻射源 堆本體冷卻劑系統(tǒng)乏燃料的貯存與運輸 廢物處理系統(tǒng)堆本體 正常運行時停堆時 事故時正常運行時 反應(yīng)堆正常運行時,主要的中子源是裂變 中子,主要的輻射源是核裂變時瞬發(fā) 射線和裂變產(chǎn)物放出的緩發(fā)射線。 中子源輻射源中子源 瞬發(fā)裂變中子U 一次裂變平均大約放出 2.5個裂變中子,攜帶的能量大 約為 5MeV 。

7、對于一個 900MW 的壓水堆,其瞬發(fā)裂變 中子的強度約為 4×1020MeV/s或 2.0×1020n/s,單位體 積 內(nèi) 的 強 度 約 為 1. 3×1013MeV/(s·cm3 或6.5×1012n/(s·cm3 。瞬發(fā)裂變中子的能量范圍從 eV 級一 直到 18MeV ,但超過 10MeV 的中子所攜帶的能量不到 總 能 量 的 1%, 所 以 一 般 認 為 中 子 能 量 的 上 限 為 14Me V 。在 0.025eV -17MeV 間中子能譜分布可用下式 表述N (E =0.484Shexp (-E 中子源 其他中

8、子源 包括緩發(fā)中子、活化產(chǎn)物中子和光致中 子緩發(fā)中子是裂變產(chǎn)物衰變時放出的中子,每 次裂變放出的緩發(fā)中子只有 0.0158個,且能 量較低。 以水作冷卻劑時的活化產(chǎn)物中子主要是 17O (n , p 17N 反應(yīng)產(chǎn)生的, 17N 衰變時放出一 個能量為 1MeV 的中子輻射源 瞬發(fā)裂變中子源U 每次裂變平均放出 8.1個光子,這些光子 帶走的總能量為 7.25MeV ,光子的能量在 10keV 到 10MeV 之間。對于一個 900MW 的 壓 水 堆 核 電 廠 , 其 熱 功 率 約 為 2600MW ,瞬發(fā)輻射源的強度約為=5.84×1020MeV/s輻射源 其他輻射源包括熱中

9、子俘獲射線、快中子非彈性射 線、核反應(yīng)產(chǎn)物的射線、活化產(chǎn)物的射 線、湮沒輻射和軔致輻射等。這些輻射源無 論數(shù)量還是攜帶的總能量都不大。但俘獲射 線和非彈性散射射線可在屏蔽體內(nèi)產(chǎn)生,且 俘獲射線的能量為 6-8MeV ,屏蔽計算時必 須予以考慮停堆時 停堆后主要輻射源是裂變產(chǎn)物和活化產(chǎn)物 放出的輻射,基本上沒有中子輻射。裂變產(chǎn)物的輻射 活化產(chǎn)物的輻射裂變產(chǎn)物的輻射 一般把輻射分為七個能區(qū): 10.1-0.4 MeV 20.4-0.9 MeV 30.9-1.35 MeV 41.35-1.80 MeV 51.80-2.20 MeV 62.20-2.60 MeV 7>2.60 MeV活化產(chǎn)物 反

10、應(yīng)堆內(nèi)一切材料(鋼、水、鋯、鋁等 在中子輻照下都會由于活化而帶有放射 性。其中有些部件,如燃料組件、控制 棒、冷卻劑及慢化劑等,會帶出堆外, 有些部件則留在堆內(nèi)。其中最常見的反 應(yīng)有 16O(n, p 16N 、 18O(n, 19O 、 23Na(n, 24Na 、 27Al(n, 24Na 、 56Fe(n, p 56Mn 、 58Fe(n, 59Fe 、 58Ni(n, p 58Co 、 59Co(n, 60Co 等事故時 反應(yīng)堆發(fā)生事故時,會有部分裂變產(chǎn)物釋 放到堆外惰性氣體 主要是 Kr 和 Xe 。它們的化學(xué)性質(zhì)不活 潑。當(dāng)燃料元件熔化時,會全部釋放出 來。但在放射性裂變氣體中除少

11、數(shù)幾個核素,如 133Xe 、 135Xe 、 85Kr ,其余核素的半衰期都很短。即使安全殼破損,只 要在破損前能將它們阻留幾個小時,放 射性影響就可大大地降低。它們釋放到 環(huán)境中將對周圍居民產(chǎn)生外照射鹵素 鹵素元素是氣態(tài)或揮發(fā)性很強的裂變產(chǎn) 物,極易從燃料元件中逸出。但由于它 們的化學(xué)性質(zhì)很活潑,很容易被阻留在冷卻劑或安全殼內(nèi)。這組元素中,以 131I的放射性影響最大,釋放到環(huán)境中會造 成蔬菜、牧草及牛奶的污染碲 具有揮發(fā)性,主要核素是 132Te ,易沉積 在地面上,衰變后變成 132I堿金屬 主要是 Rb 、 Cs ,具有揮發(fā)性。銫的危害更大些,主要是 134Cs 、 137Cs 。它

12、們沉積在地面和植物上堿土金屬 主要是 Sr 、 Ba ,它們不易揮發(fā)惰性金屬 主要是 Ru 、 Rh 、 Pd 、 Mo 、 Tc 。它們不易 揮發(fā),但其氧化物有一定的揮發(fā)性稀土元素及錒系元素 這兩族元素都不易揮發(fā)冷卻劑系統(tǒng) 主回路的冷卻劑 輔助回路都含有放射性物質(zhì)主冷卻回路 冷卻劑內(nèi)含有的放射性物質(zhì)可分為兩部 分:冷卻劑本身的活化產(chǎn)物、冷卻劑內(nèi)原有雜質(zhì) 的活化產(chǎn)物、冷卻回路管道和堆芯內(nèi)設(shè)備表 面腐蝕產(chǎn)物的活化產(chǎn)物; 燃料包殼破損時由元件逸出的裂變產(chǎn)物、燃 料包殼表面和其他結(jié)構(gòu)材料表面雜質(zhì)中鈾的 裂變產(chǎn)物主冷卻回路 對于水冷堆,主要的活化產(chǎn)物有 16N 、 17N 、 19O 、 18F 等。

13、在壓水堆中,由于水中含有較高 濃度的硼, 3H 也是一個重要核素。此外在壓水 堆中還有 51Cr 、 54Mn 、 56Mn 、 58Co 、 60Co 、 59Fe 、 24Na 等腐蝕產(chǎn)物的活化產(chǎn)物。壓水堆中 還含有 14C 冷卻劑中裂變產(chǎn)物的含量,與包殼的材料、反 應(yīng)堆的運行方式有關(guān)。對于輕水堆,在屏蔽設(shè) 計中,一般假定有 1%額定功率的燃料的包殼 破損,但由于燃料制造工藝的不斷改進,實際 的燃料包殼破損率只有萬分之一到萬分之二輔助回路 輔助回路液體中的放射性濃度與凈化設(shè) 備(除鹽塔、過濾器的凈化能力及在 各個儲存容器的滯留時間有關(guān)乏燃料的貯存與運輸 核電廠的放射性物質(zhì)主要存在于燃料元件

14、 內(nèi)。就放射性水平而言,除了堆芯外, 其次就是乏燃料存放池及燃料運輸容器廢物處理系統(tǒng) 核電廠輻射危害工作人員的職業(yè)照射 職業(yè)照射與核電廠內(nèi)的輻射水平、工種 和所做的操作有關(guān)核電廠內(nèi)的輻射水平 堆容器停堆幾天后,堆容器與一次屏蔽環(huán)隙間活性區(qū) 高度附近照射量率為 9-12R/h,這主要是堆容 器碳鋼壁及熱屏材料活化造成的。在容器底部 的照射量率為 0.4-1.5R/h;在集水坑附近為 0.08-0.15R/h。另外,布置在這個區(qū)域的中子 探測器也被活化成為強輻射源,探測器表面照 射量率可達 2-5R/h核電廠內(nèi)的輻射水平 蒸汽發(fā)生器停堆之后,蒸汽發(fā)生器表面的照射率一 般為 10100mR/h。但是

15、,由于一回路水 中雜質(zhì)的沉淀,在局部地方會形成強放 射性熱點。測量入孔蓋板的墊圈表明,核素主要是 58Co 、 60Co ,它們占總照射量的 80%左右 核電廠內(nèi)的輻射水平 主循環(huán)泵停堆后主循環(huán)泵表面大照射量率一般為 幾十 mR/h。但個別部位會出現(xiàn)熱點核電廠內(nèi)的輻射水平 一次回路管道停堆后一回路管道表面照射率約為幾十 到幾百 mR/h。由于懸浮物的沉積,在管 道斷面的低部的照射量率比頂部要高。 在拐彎及接口部位有熱點核電廠內(nèi)的輻射水平 混合離子交換柱混合床離子交換柱是化學(xué)控制系統(tǒng)的一 個設(shè)備,用于凈化一回路的水。設(shè)備及 房間的輻射水平如表 4.3-2所示,其中電 站 B 第二次測量是在堆內(nèi)部

16、分燃料包殼破 損時測得的燃料元件操作 停堆后三天,距一個輕水堆燃料組件 1米 處的照射量率約為 105R/h;在 4米以下的 水中儲存時,照射量率為 1R/h;在裝卸 料機構(gòu)上部,照射量率小于或等于 10mR/h核電廠的職業(yè)照射 美國核管理局 1981年發(fā)表的統(tǒng)計資料 中,其中給出有關(guān)壓水堆的照射數(shù)據(jù), 如表 4.3-3所示。由表中的數(shù)據(jù)可以看 出,每個堆的平均額定功率在逐年增 加,平均工作人員數(shù)及平均集體當(dāng)量也 在逐年增加,但是每個工作人員的平均 的劑量當(dāng)量卻有所下降,降至每年約為 5mSv 降低工作人員受照的防護措施分區(qū)管理屏蔽通風(fēng)降低輻射源活度的措施 計劃、組織與訓(xùn)練分區(qū)管理 為了防止無

17、關(guān)人員進入輻射區(qū)和防止污染的擴散,核 電廠的廠房應(yīng)分區(qū)。原則上可以把房間分為控制區(qū)、 監(jiān)測區(qū)和非監(jiān)測區(qū)。在控制區(qū)內(nèi),工作人員每年接受 的照射將超過年有效劑量限值的 3/10;在監(jiān)測區(qū)內(nèi), 工作人員每年接受的照射一般不超過年效劑量限值的 3/10;而在非限值區(qū)內(nèi),工作人員每年接受的照射一 般不應(yīng)超過年效劑量限值的 1/10。 在控制區(qū)內(nèi),一般還按照其輻射水平和污染水平(照 射量率、表面污染水平和空氣中放射性濃度再劃分 為幾個區(qū)。區(qū)域的輻射和污染水平越高,就要越嚴格 控制在該區(qū)內(nèi)的工作 時間, 以保證工作人員不超過年 有效劑量限值區(qū)域劃分 不同的國家區(qū)域劃分的方法不完全一致分區(qū)管理 在設(shè)計核電廠時

18、,要按輻射水平和污染水平很好地進 行布置,使人們進入控制區(qū)時只能從低輻射區(qū)進入高 輻射區(qū)。各個輻射區(qū),特別是有效劑量大于 25Sv/h的區(qū)域應(yīng)有明顯標志。對于禁止入內(nèi)的高輻射區(qū)要用 鎖鎖起來。 在污染區(qū)和非污染區(qū)之間要有更衣室。必要時,在不 同污染區(qū)之間還應(yīng)設(shè)置簡易的更衣場所。在這些更衣 處應(yīng)設(shè)有:存放工作服、工作鞋、面具、氣衣等防護 服裝的衣柜;臟工作服及其他放射性廢物儲存容器; 個人去污設(shè)施(如淋浴;個人污染監(jiān)測儀器 屏蔽 -反應(yīng)堆屏蔽的特點輻射源的情況比較復(fù)雜。如活度大;能量范圍 寬;有中子和射線以及中子的次級射線, 特別是中子在屏蔽材料被吸收后會產(chǎn)生次級射線;堆在運行時和停止時輻射源的類型、活 度和能譜特性差別很大 屏蔽要求不同,在工藝上如要求防止設(shè)備的輻 照損傷,防止材料的活