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HAD 102-12-2019 核动力厂辐射防护设计.pdf简介：

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核动力厂辐射防护设计

的方式对潜在照射产生影响。因此，在设计中应以不同的方 式考虑这些辐射源。一般而言，它们是： （1）决定屏蔽设计的辐射源； （2）不可能进行屏蔽，但在核动力厂运行期间又可能 成为工作人员受照剂量主要来源的辐射源； （3）退役期间工作人员受照剂量主要来源的辐射源； （4）核动力厂运行期间对于工作人员可能是特别危险 的辐射源，如放射性微粒（含有α放射性或高浓度的活化 钻）； （5）核动力）运行期间，对公众剂量有重要贡献的辐 射源。 在某些情况下，一个类型的辐射源可能同属于多个类 别。

6.3源项及辐射传播：特定的屏蔽设计

6.3.1反应堆堆芯及其周边 6.3.1.1在运行核动力厂中，主要的辐射源是反应堆堆 芯以及被堆芯逃逸中子活化的周边材料。 6.3.1.2评估源强首先应确定裂变率、中子发射率及堆 芯中子注量率的空间分布和能量分布。可以利用计算机程序 进行计算GB 13329-1991 建筑卷扬机安全规程，计算程序应考虑堆芯材料的空间分布以及燃料成 分的变化、锕系元素和裂变产物毒物的产额和控制毒物随燃 耗的变化（取决于控制棒的位置、液态慢化剂的液位、毒物 浓度等）。将堆芯计算确定的中子发射率和中子通量分布作

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为计算穿过冷却剂、堆芯周围结构和屏蔽材料的中子能量分 布和空间分布的输入数据。把中子通量分布应用于计算机程 予（该程序可以与中子通量计算相衔接）和手工计算中，以 确定堆芯和周围材料中的射线源的产生率。应确定瞬时源 和缓发源（活化源）的产生率。对于活化源，在确定√射线 源的强度时，应考虑核素的衰变（半衰期）和在中子场中的 福照时间。在大多数情况下，决定人员剂量率的是√射线源。 6.3.1.3应使用本导则附件11中讨论的方法确定主要 的辐射源。 6.3.2反应堆部件 6.3.2.1有些设计中，会定期从压力容器中取出反应堆 压力容器内的许多部件，从而成为压力容器外的辐射源。这 些辐射源包括乏燃料、控制棒、中子源、堆芯内的测量仪表 对于某些反应堆设计还包括堆内构件。 6.3.2.2作为屏蔽设计的基础，所有这些部件的源项应 当基于在核动力厂整个寿期内可能产生的最大的活度，这可 能对应于最大额定燃耗燃料组件的活度和其他各部件达到 寿命时的活度。 6.3.3冷却剂的活度 6.3.3.1当对释放进入主冷却剂、在主冷却剂中输运和 沉积的放射性物质产生的源项进行评估时，应当考虑： （1）腐蚀产物; (2) 裂变产物;

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（3）活化产物。 6.3.3.2附录对腐蚀产物和裂变产物分别进行了描述。 评估的详细程度取决于所考虑的反应堆的类型。不同反应堆 类型之间存在相似之处，附件Ⅲ主要对轻水堆进行了更为详 细的描述。对于大多数类型的反应堆，在停堆期间对辐射水 平乃至工作人员职业照射的主要贡献来自腐蚀产物。1°N是重 要的活化产物之一，它发射高能射线，是功率运行时的主 要辐射源。 6.3.4穿过屏蔽层的辐射 6.3.4.1对辐射源粒子注量计算方法的详细描述超出 了本导则的范围，本导则的附件I对一些方面进行了讨论。 6.3.4.2应对辐射源发出的辐射（主要是√射线）穿过 简单、单一材料大体积屏层或含有低密度区（气体或者空 包）和低减弱区的复杂几何结构进行计算，这种结构具有散 射表面，易于传播辐射。 6.3.4.3为了使屏蔽的设计达到可接受的剂量率水平， 首先应根据以往的经验来确定所需的减弱倍数，然后根据辐 时防护最优化原则，将工作人员所受剂量与制定的剂量设计 目标值进行比较来评估屏蔽设计的效果。在设计中应当考虑 呆持屏蔽材料的整体性，以及辐照对屏蔽材料的影响。必要 时，应重复这个过程以达到可接受的辐射水平

6. 4 难以屏蔽的源

6.4.1在有些情况下，某些辐射源是难以进行屏蔽的，

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例如压水堆蒸汽发生器的水室以及轻水堆一回路管道保温 层的拆除及在役检查。在这些情况下，设计应保证工作任务 能够尽可能迅速地完成或可以使用远程操作设备

6.5退役期间决定剂量和废物体积的源

6.5.1退役期间对剂量产生主要贡献的辐射源是堆芯 的部件及其周边材料中的活化产物、一回路和辅助回路中的 污染以及核动力厂积累的放射性物质。 6.5.2在良好设计和运行的反应堆中，主要的辐射源是 堆芯内或堆芯附近的活化产物。主要的放射性同位素是具有 数年或者更长半衰期的核素。在多数情况下，停堆数十年后 最重要的放射性同位素仍将是钢材中杂质活化产生的“Co， 并将起支配作用直至钢材中的‘3Ni成为重要的辐射源。在这 种情况下，控制杂质水平对控制运行期间辐射源的大小和退 没期间辐射源的大小都是有效的。 6.5.3存在大量混凝土时，源项的大小对工作人员的剂 量和产生的放射性废物的体积都可能带来影响。这种情况 下，在运行期间不是很重要的放射性核素可能成为起支配作 用的源项，例如稀土同位素，应在设计中控制这些杂质的含 量。 6.5.4当反应堆运行中存在燃料元件包壳破损时，一回 路和辅助回路可能会被α核素污染。沉积在回路表面上的辐 照过的燃料的量可能会达数十克。在这种情况下，由α发射 体产生的内照射是维修、运行和退役期间的特殊危险，应对

其采取相关的防范措施，如提供呼吸防护等

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6.6.1特殊危险一般指所谓的“热点”。“热点”是冷却 剂中存在的一些小物体的活化引起的。这些小物体可能是： （1）部件和/或燃料组件异常磨损下来的金属颗粒： （2）残留在一回路中或其他与一回路相连回路中的碎 片； （3）燃料表面上沉积的片状沉积物。 6.6.2“热点”的放射性浓度依赖于材料及活化时间。 它们通常通过水的输运从一个环路移动到另一个环路。这些 源产生的表面剂量率介于数十毫希沃特/小时到数百希沃特 小时之间。

6.7对公众照射剂量产生重要贡献的源

6.7.1对剂量有重要贡献的源这一概念是相对的，对公 众照射剂量产生重要贡献的辐射源一般主要有： （1）1C、"H和°Kr，废物处理系统可采用的最佳实际可 行的去除手段对它们的去除效率较低，而且它们的半衰期较 长； （2）41Ar，公众剂量的重要贡献者，虽然半衰期很短 但释放到大气中的数量较大（在改进型气冷堆和某些压水堆 运行期间，来自于安全壳通风） （3）13°Xe，虽然发射的Y射线较弱，但在反应堆有大量 燃料包壳破损情况下运行时，它可能成为重要的辐射源：

（4）碘、和腐蚀产物。

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运行和退役期间的辐射监测

7.1.1在核动力厂设计中，为有效实施对厂区人员和公 众的辐射防护措施，应当制定辐射监测大纲。应包括： （1）个人剂量监测： （2）工作场所监测： （3）流出物监测： （4）环境监测; （5）工艺辐射监测。 7.1.2在核动力厂运行和退役期间都需要进行辐射监 测。在退役过程中，一些初始的监测设备可能将被移除或者 不再必要，或者针对退役活动需要采取不同的监测措施。因 此，应在退役升始之前对监测系统的设计进行审查。 7.1.3为使厂区人员和公众免受过量的在核动力厂运 行和退役期间产生的辐射照射，应使用固定式、便携式的辐 射监测设备，监测工作区域和厂区外的周围环境状况，以及 在不同分区出入口的固定点对人员进行污染监测。 7.1.4采用的仪器应能够监测核动力厂系统和房间中 的辐射剂量率、辐射剂量和放射性物质的活度以及放射性物 质的释放量。应提供空气监测系统来探测室内空气以及通风 系统中的放射性物质。应对工艺流进行辐射测量，以监测核

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动力）内的液体和气体系统中放射性物质的输运。应对释放 物进行辐射测量，以监测核动力厂的液态和气态放射性流出 物。辐射测量系统和设备也可以提供与其他系统运行相关的 信息。 7.1.5应在核动力厂的设计中对完成上述监测任务的 设备进行描述。测量通道的基本原理和设计基础、量程和探 测器的位置应记录存档。系统设计应符合监管要求。安全重 要设备应元余设置。 7.1.6在选择辐射监测设备时，至少应考虑以下特性： （1）剂量率或活度浓度的量程； (2）灵敏度; （3）需要监测的放射性核素； （4）报警阈值; （5）电源和备用电源； （6）环境条件; （7）试验、标定和便于维修： （8）异常情况下的功能特性； （9）超负荷状态的响应特性； （10）失效模式指示； （11）因存在其他放射性核素而对监测数据产生干扰或 导致数据崩溃的可能性，特别是在中子、氙和其他β辐射源 的监测中应考虑这种情况。 7.1.7测量系统的设计应保证在其指定环境条件下的

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可操作性。至少应规定测量系统工作环境的温度、气压、湿 度、振动和周围辐射场的变化范围。 7.1.8当测量结果超过测量系统的规定限值时，测量系 统应具备在一定范围内能够探测到并进行提示的能力。在一 些特殊情况下，有必要使用两个或者更多的测量通道来覆盖 指定的测量范围。在这些情况下，不同通道的测量范围应充 分交送。 7.1.9应在核动力的主控室、保健物理室、某些就地 控制点以及核动力厂的计算机信息系统中设置能指示辐射 测量值相关数据的系统。应根据辐射监测系统的设计目标设 置报警信号

7. 2 个人剂量监测

7.2.1监测工作人员个人剂量的设备应能对所接受的 外照射和内照射进行测量、评估和记录。应当为在辐射防护 空制区内工作的所有厂区人员提供足够的辐射监测设备和 其他相关措施

7. 3 工作场所监测

7.3.1工作场所监测包括辐射剂量率和气载放射性核 素总量及表面污染的测量。在辐射防护控制区内应当安装带 有就地报警器和明确读数的固定式连续运行仪表，以便给出 在所选区域内的辐射剂量率和气载污染物的有关信息。在控 制室或适当位置的独立剂量室内从改革形势看工程造价行业发展的下一步，应当设置能给出所选区域 内剂量率信息的系统，这些仪表的量程应当从比该区相应的

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