核电厂辐射防护.ppt

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1、核电厂辐射防护现在学习的是第1页，共35页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 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集度压水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右沸水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右重水堆 热中子 D2O D2O UO2 天然铀或稍加浓铀高温气冷堆 热中子 石墨 氦气 （Th,U）O2 720%或90%钠冷快堆 快中子 无 液态钠 （U,Pu）O2 1520%现在学习的是第2页，共35页1.概述2）辐射防护限值与剂量约束值 核电厂放射性工作人员职业照射的 剂量限值:5年的年平均 有效剂量为20mSv；眼晶体

2、的年当量剂量为150mSv 四肢或皮肤年当量剂量为500mSv GB188712002 核电厂向环境释放物质对任何公众个人造成的有效剂量约束值每年必须小于0.25mSv现在学习的是第3页，共35页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、；(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PWRGALE；法 PROFIP裂变产物，法 PACTOLE腐蚀产

3、物。腐蚀产物的活化放射性造成90以上的剂量贡献现在学习的是第4页，共35页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（）4）废液、废气、废物处理系统 裂变产物和活化产物放射性（、）；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现在学习的是第5页，共35页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 1518mSv/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 (7.3102/Sv)现在学习的是第6页，共35页3.核电厂辐射危害2）对环境的影响a)放射性

4、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、洗涤废水现在学习的是第7页，共35页3.核电厂辐射危害处理：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。现在学习的是第8页，共35页公众成员受到气载流出物照射的途径弥散沉降空气污染土壤植物动物水体食入内照射外照射吸入照射气载流出物 人的剂量现在学习的是第9页，共35页公众成员受到液

5、态流出物照射的途径弥散食物水生生物灌溉水外照射内照射沉积液态流出物人的剂量现在学习的是第10页，共35页3.核电厂辐射危害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7.3102/Sv现在学习的是第11页，共35页4.核电厂的辐射防护措施1）分区管理按照GB188712002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

6、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。现在学习的是第12页，共35页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）。现在学习的是第13页，共35页4.核电厂的辐射防护措施 我国核电厂分区的剂量率水平：(20mSv/a)标准GB87

7、03-88（50mSv）（岭澳一期）EJ/T316-2001(20mSv)GB18871-2002(20mSv)D（剂量当量率）有效剂量率(mSv/h)空气污染浓度(DAC)居留特征剂量当量率（外照射内照射）非限制区D7.5Sv/h t6667hD0.001不受污染无限制监督区(白)D0.0025可忽略每季工作少于500h绿区7.5Sv/hD25Sv/h 2000ht6667hD0.010.1每周工作少于40h2.5Sv/h(0.25mrem/h)dose10Sv/h(1.0mrem/h)黄区黄125Sv/hD2mSv/h 25ht2000hD0.11每周工作少于4h10Sv/h(1.0mre

8、m/h)dose2mSv/h(200mrem/h)黄2D110管理进入橙区2mSv/hD100mSv/h 5ht25hD10限制进入2mSv/h(200mrem/h)dose0.1Sv/h(10rem/h)红区D100mSv/h t5hD10通常禁止进入dose0.1Sv/h(10rem/h)现在学习的是第14页，共35页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（0.5Sv/h）非限制区 0.25mrem/h （2.5Sv/h）职业工作区 2.5mrem/h （25Sv/h）间断工作区 15mrem/h （

9、150Sv/h）限制进入区 100mrem/h （1mSv/h）控制进入区 1rem/h （10mSv/h）正常为限制，事故后有限进入区10rem/h （100mSv/h）正常严格限制，事故后限制进入区100rem/h （1 Sv/h）正常禁止进入区，事故后严格限制进入区500rem/h （5 Sv/h极高辐射区 500rad/h （5 Gy/h）现在学习的是第15页，共35页4.核电厂的辐射防护措施2）屏蔽核电厂设计的屏蔽考虑：堆本体的中子和屏蔽；中子能量、能量一回路的缓发中子和裂变产物（假设元件破损率）活化产物16N（T1/2=7.13s、E6.13Mev）的屏蔽；屏蔽材料与形式；核电厂检

10、修的屏蔽考虑：移动屏蔽或局部屏蔽；现在学习的是第16页，共35页4.核电厂的辐射防护措施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现在学习的是第17页，共35页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；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；收集泄漏、进行疏水等。现

11、在学习的是第18页，共35页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现在学习的是第19页，共35页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

12、蔽。现在学习的是第20页，共35页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现在学习的是第21页，共35页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；碘吸附器现在学习的是第22页，共35页5.核电厂运行的放射性风险4）风险 风险的鉴别（燃料包壳破

13、损）；风险存在的部位；探测设备；预防措施：集体防护（封闭和负压）；个人防护；污染物的处理。5）运行期间进入反应堆厂房系统带压和含氮容器；中子与16N的现在学习的是第23页，共35页6.降低居民受照的防护措施1）厂址选择为了确保核电厂自身核安全和减少对环境影响，在选址中要考虑很多因素：地质、地震、水文、气象、人口、土地利用、外部事件等 人口 :密度、非居住区（禁区）；规划限制区（低人口区）；应急要求；气象：气载流出物的稀释弥撒；（内陆的特点）现在学习的是第24页，共35页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。

14、f)非居住区、规划限制区（根据选址源项）现在学习的是第25页，共35页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现在学习的是第26页，共35页276.降低居民受照的防护措施一一 燃料组件与核反应堆的本体结构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

15、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1717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，即所谓开式栅格，以利于冷却剂的横向流动。P32 现在学习的是第27页，共35页28压水堆三道安全屏障 第一道屏障 燃料芯块和包壳第二道屏障压力边界 第三道屏障安全壳现在学习的是第28页，共35页29现在学习的是第29页，共35页306.降低居民受照的防护措施 压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相关管路压力容器、蒸汽发生器、主循环泵

16、、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第二道安全屏障。现在学习的是第30页，共35页31图1-23 冷却剂回路及设备布置图现在学习的是第31页，共35页326.降低居民受照的防护措施压水堆堆芯和压力容器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1-21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

17、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。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。这么巨大的压力容器，它的加工和运输都是一个需要认真对待的问题。现在学习的是第32页，共35页331234567891011121330292827262524232221201

18、918171615141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控制棒驱动机构图1-21 压水堆压力容器内结构示意图 现在学习的是第33页，共35页34图1-20 压水堆燃料组件总体结构 现在学习的是第34页，共35页6.降低居民受照的防护措施安全壳是降低居民受照的最终防护措施；安全壳 有单层壳或双层壳结构 钢或预应力混凝土 密封承压壳 有喷淋或降压措施 泄漏率要求（1Vol/d)现在学习的是第35页，共35页