压水堆核电厂的主要系统
图2.1给出了压水堆核电厂的主要系统示意图，由 该图可知，压水堆核电厂主要系统有：
堆本体、 一次冷却系统； 化容控制系统； 堆安全系统； 燃料操作系统； 三废处理系统； 二回路透平发电系统。
堆本体及一次冷却剂系统布置在安全壳内
水等。
堆安全系统主要是针对失水事故设置的，其中包 括：（1）应急堆芯冷却系统，由蓄压水箱注入，高 压注入和低压注入等系统组成，向堆芯提供应急冷 却；（2）安全壳喷淋系统，用来降低事故时安全壳 内的压力、温度及空气中放射性碘和微尘的浓度； （3）余热去除系统，用于去除停堆后的堆芯剩余发 热；（4）安全壳内空气循环过滤系统；（5）安全 壳隔离系统。
（2）裂变产物发出的缓发γ射线
U-235裂变产生大量的裂变产物，它们的质量数从72到166 ，共计300多种同位素，加上堆芯内的活化产物和超铀元 素，在堆芯内总共约有400种放射性核素。这些裂变产物 大多数是不稳定的核，它们在衰变过程中发出β射线、γ射 线（有的还发出中子），混合裂变产物γ射线的能量在 10KeV～6.7MeV之间。
℃ m3/s 盒
T M M Mpa ℃
岭澳核电厂 1#、2#机组
2895 900
3
15.5
292.4/327.6 6.61 157
72.063 3.66
6.71
秦山二期核电厂 1#、2#机组 1930 600 2
15.5
292.8/327.2 6.48 121 55.8 3.658 2.67 8.6 316
一次冷却剂系统主要由蒸汽发生器、循环泵、 稳压器和稳压器泄压罐等组成。主要功能是维持 压力壳内的压力并把热量从堆芯内带出，在蒸汽 发生器产生蒸汽，供给透平发电机发电。 化容控制系统主要由净化设备、容积控制罐、 硼酸罐及一些泵和热交换器组成，主要作用是： （1）连续对部分冷却剂进行净化以保持冷却剂的 水质和降低冷却剂的放射性水平；（2）向一次冷 却剂补充冷却剂并补偿由于温度变化引起的冷却 剂体积的变化，保持稳压器的水位；（3）调节冷 却剂中硼酸的浓度；（4）提供主循环泵的轴封用
3,核电站的辐射源
3.1,反应堆堆芯中的辐射源 3.1.1, γ射线
（1）瞬发裂变γ射线 U-235每次裂变平均发出8.1±0.3个γ光子，这些光子带走 的总能量为7.25±0.26MeV，光子的能量在10KeV～10MeV 之间，平均能量约0.9 MeV。U-235裂变，每瓦的裂变次数为 3.1×1010。 对于秦山二期核电厂1#、2#机组热功率为1930MW的核电 厂，因而瞬发裂变γ的强度：按能量约为 1.93×109×3.1×1010×7.25=4.34×1020 MeV/s；按γ光子数 约为4.85×1020 光子/s。单位功率瞬发裂变γ强度约为 2.25×1017 MeV/MW.s，和平均约2.51×1017光子/MW.s。
（3）其它γ射线
堆芯中发的γ射线，除上两项之外还有热中子俘获γ，快中 子的非弹性散射γ、核反应产物γ、活化产物γ、湮没辐射 和轫致辐射等。这些γ射线在数量上和所带走的总能量都 比前两项小，但俘获γ和非弹性散射γ可产生在屏蔽体内， 且俘获γ的能量很高（6～8MeV），因而在屏蔽计算时必 须考虑。
表3.1给出了U-235裂变单位功率下混和裂变产物的 放射性总活度与辐照时间（即反应堆的运行时间） 和冷却时间的关系。由该表给出的数值可知，长期 运行情况下单位功率裂变产物放射性总活度为 1.68×1017Bq/MW。
表3.2给出了单位功率下γ射线总强度与辐照时间和 冷却时间的关系。在长期运行情况下单位功率裂变 产物γ射线总强度约为8.47×1010 MeV/W.s。
表3.3给出了反应堆满功率运行3年，停堆后不同冷 却时间单位功率下U-235裂变的部分裂变产物的活度 。由该表给出的数值可知，大部分核素是短寿命核 素，停堆1小时后其堆芯内的总活度就衰变掉99％以 上，停堆1年后就只剩下原来的约0.06%。
；化容控制系统及堆安全系统主要设备都布 置在辅助厂房内，部分在安全壳内；燃料操 作系统主要在燃料厂房内，部分在安全壳内 ；三废处理系统布置在辅助厂房内；透平发 电系统布置在透平厂房内。 堆本体是一个圆柱形压力容器（也称压力
壳），内部装有堆芯燃料组件及上、下支撑 板、控制棒、堆芯筒体、热屏蔽等。冷却剂 水进入反应堆后从堆芯筒体和压力容器壁间 向下流到堆底后转弯向上，将铀裂变发出的 热量带走，从堆芯上部流出。
2.3,压水堆核电厂的主要参数
表2.1 压水堆核电厂的主要参数
参数名称
热功率 电功率 环路数 主冷却剂/运行压力 （绝对） 主冷却剂进/出口温度 每条环路流量 燃料组件数 铀的总装量 活性区高度（冷态） 活性区等效直径（冷态） 蒸汽发生器二次侧压力 蒸汽发生器二次侧温度
单位
MWt MWe 条
MWa
必须指出的是，表3.1～表3.3给出的数值是U-235裂 变产生的裂变产物的数值。而实际上在堆芯内还有其 它核素的裂变，例U-238的快中子裂变，U-238吸收中 子后转变成Pu-239的裂变，此外，堆芯中还有结构材 料在中子作用下产生的放射性活化产物。因而对于一 个实际的核电厂，表3.1～表3.3给出的数值只能是堆 芯辐射源项的近似代表。
核电厂的辐射防护刘原中
1,概述 1.1,目的
核电厂辐射防护设计的目的是建立和保持对核电厂带 来的电离辐射危害的有效防御措施，采取多种防护手 段，降低核辐射对工作人员、公众的危害，防止确定 性效应的发生，并将随机性效应的发生率降低到可接 受的水平，保护工作人员、公众和环境的安全。此外， 本课程也为实现辐射防护目标提供一些指导。
燃料操作系统，主要设备有装卸料机、运输小车、 运输通道、运输容器、燃料存放池、存放池水的冷 却和净化系统等，作用是进行燃料组件的装卸、存 放和发送等工作。
二回路透平发电系统，与火力发电厂基本相同。但 蒸汽压力较低，蒸汽量较大。
三废处理系统：（1）废气处理系统，对于放射 性微尘（气溶胶）采用高效过滤器进行过滤，对 于放射性碘通常采用活性炭吸附，对于惰性气体 通常采用压缩贮存或活性炭吸附贮存进行衰变。 （2）废液处理系统，采用过滤、离子交换、蒸 发浓缩的办法进行净化处理；（3）固体废物， 常采用去污、压缩，粉碎、焚烧处理，最后装桶， 送往处置库。