核电厂及反应堆的辐射防护概述自从1954年第一个示范性核电厂问世以来，核电厂已有了很大的发展。

目前，发电用的核反应堆有十多种，其中比较成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、石墨水堆和重水堆。

在当今世界的核电厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电厂占绝大多数核电厂核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电的。

对于不同类型的核反应堆，相应的核电厂的系统和设备有较大的差别。

压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统所组成。

核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。

同时由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又是一个辐射源。

核反应堆内装有一定数量的核燃料，核燃料裂变过程中释放出的热能，由流经反应堆内的冷却剂带出反应堆，送往蒸汽发生器核电厂一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备组成。

高温高压的冷却水由主循环泵唧送至反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。

此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内，如此循环构成一个密闭的循环回路核电厂一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物通常称为反应堆安全壳。

安全壳为内径约30米、高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境核电厂二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。

它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵等设备组成。

二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。

由于核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性，特别是在燃料元件破损的情况下，一回路的放射性水平很高。

因此从反应堆流出来的冷却剂一般不宜直接送入汽轮机。

所以压水堆核电厂比普通电站多一套动力回路。

核电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮发电机组厂房相似核电厂核电厂除上述两个回路系统外，还有化容控制系统、堆安全系统、燃料操作系统、废物处理系统和其他系统工作人员的剂量限值关于工作人员受照的基本限值，国际放射防护委员会第60号出版物的规定在第三章曾给予说明。

全身均匀照射每年为0.02Sv。

实际上工作人员所受照射远低于此限值。

根据调查，近十几年各国核电厂工作人员的平均年剂量当量为4.1mSv。

我国曾规定在正常运行条件下，核电厂全体辐射工作人员每年人均有效剂量当量控制在5mSv以下正常运行条件下居民的剂量限值关于广大居民受照的基本限值，国际放射防护委员会第60号出版物规定1mSv，只为天然辐射的二分之一。

不过各国环保部门提出的管理限值和核工业管理部门提出的设计目标值比这一数值还要严格我国有关标准规定，在正常运行情况下，每座核电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何人造成的年有效剂量当量应小于0.25 mSv/a事故情况下公众的剂量限值从原则上讲，不允许出现任何导致居民遭受大量照射的事故，因而国际放射防护委员会没有对此作出规定。

但为了厂址评价、制定设计基准事故或应急事故时参考，不少国家都规定了事故情况下公众的剂量限值核电厂的辐射源原子核反应堆是核电厂产生核能的装置，因此，它既是一个发热源，又是一个放射性水平较高的辐射源。

反应堆发出的辐射分为初级辐射和次级辐射。

可裂变核素（U、Pu）在裂变时及裂变后的产物放出的辐射为初级辐射；初级辐射与物质相互作用所引起的辐射称为次级辐射。

中子和γ射线是穿透本领最强的两种射线，这儿只讨论与核电厂屏蔽防护有关的中子和γ射线源核电厂的辐射源堆本体冷却剂系统乏燃料的贮存与运输废物处理系统堆本体正常运行时停堆时事故时正常运行时反应堆正常运行时，主要的中子源是裂变中子，主要的γ辐射源是核裂变时瞬发γ射线和裂变产物放出的缓发γ射线。

中子源γ辐射源中子源瞬发裂变中子U一次裂变平均大约放出2.5个裂变中子，携带的能量大约为5MeV。

对于一个900MW的压水堆，其瞬发裂变中子的强度约为4×1020MeV/s或2.0×1020n/s，单位体积内的强度约为1.3×1013MeV/(s·cm3)或6.5×1012n/(s·cm3)。

瞬发裂变中子的能量范围从eV级一直到18MeV，但超过10MeV的中子所携带的能量不到总能量的1％，所以一般认为中子能量的上限为14MeV 。

在0.025eV－17MeV间中子能谱分布可用下式表述N（E）＝0.484Shexp（－E）中子源其他中子源包括缓发中子、活化产物中子和光致中子缓发中子是裂变产物衰变时放出的中子，每次裂变放出的缓发中子只有0.0158个，且能量较低。

以水作冷却剂时的活化产物中子主要是17O（n，p）17N反应产生的，17N衰变时放出一个能量为1MeV的中子γ辐射源瞬发裂变中子源U每次裂变平均放出8.1个光子，这些光子带走的总能量为7.25MeV，光子的能量在10keV到10MeV之间。

对于一个900MW 的压水堆核电厂，其热功率约为2600MW，瞬发γ辐射源的强度约为2.6×109×3.1×1010×7.25＝5.84×1020MeV/sγ辐射源其他γ辐射源包括热中子俘获γ射线、快中子非弹性γ射线、核反应产物的γ射线、活化产物的γ射线、湮没辐射和轫致辐射等。

这些γ辐射源无论数量还是携带的总能量都不大。

但俘获γ射线和非弹性散射γ射线可在屏蔽体内产生，且俘获γ射线的能量为6－8MeV，屏蔽计算时必须予以考虑停堆时停堆后主要辐射源是裂变产物和活化产物放出的γ辐射，基本上没有中子辐射。

裂变产物的γ辐射活化产物的γ辐射裂变产物的γ辐射一般把γ辐射分为七个能区：Г10.1－0.4 MeV Г20.4－0.9 MeV Г30.9－1.35 MeV Г4 1.35－1.80 MeV Г5 1.80－2.20 MeV Г6 2.20－2.60 MeV Г7＞2.60 MeV活化产物反应堆内一切材料（钢、水、锆、铝等）在中子辐照下都会由于活化而带有放射性。

其中有些部件，如燃料组件、控制棒、冷却剂及慢化剂等，会带出堆外，有些部件则留在堆内。

其中最常见的反应有16O(n，p)16N、18O(n，γ)19O、23Na(n，γ)24Na、27Al(n，α)24Na、56Fe(n，p)56Mn、58Fe(n，γ)59Fe、58Ni(n，p)58Co、59Co(n，γ)60Co等事故时反应堆发生事故时，会有部分裂变产物释放到堆外惰性气体主要是Kr和Xe。

它们的化学性质不活泼。

当燃料元件熔化时，会全部释放出来。

但在放射性裂变气体中除少数几个核素，如133Xe、135Xe、85Kr，其余核素的半衰期都很短。

即使安全壳破损，只要在破损前能将它们阻留几个小时，放射性影响就可大大地降低。

它们释放到环境中将对周围居民产生外照射卤素卤素元素是气态或挥发性很强的裂变产物，极易从燃料元件中逸出。

但由于它们的化学性质很活泼，很容易被阻留在冷却剂或安全壳内。

这组元素中，以131I 的放射性影响最大，释放到环境中会造成蔬菜、牧草及牛奶的污染碲具有挥发性，主要核素是132Te，易沉积在地面上，衰变后变成132I碱金属主要是Rb、Cs，具有挥发性。

铯的危害更大些，主要是134Cs、137Cs。

它们沉积在地面和植物上碱土金属主要是Sr、Ba，它们不易挥发惰性金属主要是Ru、Rh、Pd、Mo、Tc。

它们不易挥发，但其氧化物有一定的挥发性稀土元素及锕系元素这两族元素都不易挥发冷却剂系统主回路的冷却剂辅助回路都含有放射性物质主冷却回路冷却剂内含有的放射性物质可分为两部分：冷却剂本身的活化产物、冷却剂内原有杂质的活化产物、冷却回路管道和堆芯内设备表面腐蚀产物的活化产物；燃料包壳破损时由元件逸出的裂变产物、燃料包壳表面和其他结构材料表面杂质中铀的裂变产物主冷却回路对于水冷堆，主要的活化产物有16N、17N、19O、18F等。

在压水堆中，由于水中含有较高浓度的硼，3H也是一个重要核素。

此外在压水堆中还有51Cr、54Mn、56Mn、58Co、60Co、59Fe、24Na等腐蚀产物的活化产物。

压水堆中还含有14C冷却剂中裂变产物的含量，与包壳的材料、反应堆的运行方式有关。

对于轻水堆，在屏蔽设计中，一般假定有1％额定功率的燃料的包壳破损，但由于燃料制造工艺的不断改进，实际的燃料包壳破损率只有万分之一到万分之二辅助回路辅助回路液体中的放射性浓度与净化设备（除盐塔、过滤器）的净化能力及在各个储存容器的滞留时间有关乏燃料的贮存与运输核电厂的放射性物质主要存在于燃料元件内。

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运输容器废物处理系统核电厂放射性废物的来源及其处理流程如图4.2-1所示产生的放射性废物的活度见表4.2-4核电厂辐射危害工作人员的职业照射职业照射与核电厂内的辐射水平、工种和所做的操作有关核电厂内的辐射水平堆容器停堆几天后，堆容器与一次屏蔽环隙间活性区高度附近照射量率为9－12R/h，这主要是堆容器碳钢壁及热屏材料活化造成的。

在容器底部的照射量率为0.4－1.5R/h；在集水坑附近为0.08－0.15R/h。

另外，布置在这个区域的中子探测器也被活化成为强辐射源，探测器表面照射量率可达2－5R/h核电厂内的辐射水平蒸汽发生器停堆之后，蒸汽发生器表面的照射率一般为10—100mR/h。

但是，由于一回路水中杂质的沉淀，在局部地方会形成强放射性热点。

测量入孔盖板的垫圈表明，核素主要是58Co、60Co，它们占总照射量的80%左右核电厂内的辐射水平主循环泵停堆后主循环泵表面大照射量率一般为几十mR/h。

但个别部位会出现热点核电厂内的辐射水平一次回路管道停堆后一回路管道表面照射率约为几十到几百mR/h。

由于悬浮物的沉积，在管道断面的低部的照射量率比顶部要高。

在拐弯及接口部位有热点核电厂内的辐射水平混合离子交换柱混合床离子交换柱是化学控制系统的一个设备，用于净化一回路的水。

设备及房间的辐射水平如表4.3-2所示，其中电站B第二次测量是在堆内部分燃料包壳破损时测得的燃料元件操作停堆后三天，距一个轻水堆燃料组件1米处的照射量率约为105R/h；在4米以下的水中储存时，照射量率为1R/h；在装卸料机构上部，照射量率小于或等于10mR/h核电厂的职业照射美国核管理局1981年发表的统计资料中，其中给出有关压水堆的照射数据，如表4.3-3所示。

由表中的数据可以看出，每个堆的平均额定功率在逐年增加，平均工作人员数及平均集体当量也在逐年增加，但是每个工作人员的平均的剂量当量却有所下降，降至每年约为5mSv降低工作人员受照的防护措施分区管理屏蔽通风降低辐射源活度的措施计划、组织与训练分区管理为了防止无关人员进入辐射区和防止污染的扩散，核电厂的厂房应分区。