核工业辐射防护知识培训教材 第四章 外照射及其防护

第四章 外照射及其防护,1. 概述,1.1 外照射的概念,外照射 辐射源在人体外对人体形成的照射,体外照射,1.2 核电厂外照射的来源,1.2.1 外照射的来源 外照射是核电厂主要的辐射照射方式。由于核电站反应堆堆芯内进行的裂变反应和活化反应使得核岛厂房的某些系统、设备和废物带有放射性，成为外照射的辐射源。 核电厂外照射的来源有以下几项：,1.2 核电厂外照射的来源,（1）U裂变时产生的射线。 U一次裂变大约平均放出8个光子。 注意：只有堆运行时，才有裂变直接产生的射线。 （2）裂变产物衰变放出的射线。 U的裂变产物有300多种，这些裂变产物多数都是不稳定的，衰变时会放出射线。 注意：只有堆运行时才会产生裂变产物，但无论堆运行或堆停闭时都有裂变产物衰变放出的射线。,1.2 核电厂外照射的来源,（3）活化产物衰变时会放出的射线。 反应堆在运行期间，堆内的结构材料（钢、水、锆、铝）、冷却剂本身以及冷却剂中携带的杂质和腐蚀产物由于受中子辐照，某些稳定核素的原子会变成放射性核素的原子，这些放射性核素通常被称为活化产物。活化产物主要包括冷却剂活化产物和活化腐蚀产物。 注意：只有堆运行时才会产生活化产物，但无论堆运行或堆停闭时都有活化产物衰变放出的射线。,1.2 核电厂外照射的来源,1.2.2 中子外照射的来源 核燃料U一次裂变大约平均放出2.5个快中子。对于一个900MW的压水堆，其瞬发裂变中子的强度约为2.0×1020 中子/ 秒。 裂变中子是核电厂主要的中子来源，它有两个特点： - 一是裂变中子只产生于堆运行时； - 二是裂变中子的产生只限于反应堆堆芯内。,1.2 核电厂外照射的来源,1.2.3 外照射的来源 核电站在正常的情况下，放射性物质放出的粒子完全被管道屏蔽，所以不存在射线引起的外照射。 只有在打开回路或回路泄漏时， 射线才有可能造成人体表面污染。,1.2 核电厂外照射的来源,1.2.3 核电厂外照射来源小结,1.2 核电厂外照射的来源,从根本上讲，核电站的放射性来源于裂变和活化。裂变产物虽然是最大的来源，但它被包容在第一道屏障内，对工作人员的照射是有限的，仅占员工年集体剂量的10%左右。而活化产物会从一回路系统转移到其它的相关系统中去，它的大部分被化容控制系统（RCV）和废液处理系统（TEU）去除，其小部分仍将沉积或吸附在一些系统和设备的内表面，或者排入环境。活化产物对员工的照射剂量约占年集体剂量的90%左右。,1.3 核电站停堆检修期间辐射水平 1.3.1 秦山第二核电站203大修数据,1.3 核电站停堆检修期间辐射水平 1.3.2 大亚湾核电站核岛厂房停堆一周后主 要设备辐射水平,（1）一回路管道 充满水时：外表面接触剂量率约0.25mSv/h；距50cm处约0.15mSv/h。 空管时：较充水时相同位置增高约15%。 (2) 稳压器 稳压器人孔（盖板未打开时）处剂量率约0.9mSv/h。 安全阀管线处剂量率约0.6mSv/h。 (3) 蒸汽发生器（一次侧） 热侧水室内：环境剂量率约为30mSv/h；管板接触剂量率约为50mSv/h。 冷侧水室内：环境剂量率约为50 mSv/h；管板接触剂量率约为70mSv/h。 人孔处（中心轴线上）： A点（与内壁齐平处）约为20mSv/h； B点（与外壁齐平处）约为10mSv/h； C点（距外壁50cm处）约为4mSv/h； D点（距外壁100cm处）约为2mSv/h。,（4）蒸汽发生器（二次侧） 人孔：与外壳齐平处约5Sv/h；进入人孔2.5m处约40Sv/h。 手孔处（与外壁齐平）约2.5Sv/h。 眼孔处（与外壁齐平）约2mSv/h。 （5）化学和容积控制系统（RCV）： RCV热交换器接触剂量率约为6mSv/h； RCV水箱房间环境剂量率约为0.7mSv/h； RCV一回路水过量下泄管线剂量率约为0.8mSv/h。 （6）余热排出系统（RRA）： RRA管道剂量率约为0.5mSv/h； RRA泵接触剂量率约为0.8mSv/h； RRA热交换器接触剂量率约为0.3mSv/h。,（7）其它系统和设备 反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）： PTR泵接触剂量率约为0.4mSv/h； PTR水池边沿剂量率约10Sv/h。 核取样系统（REN）： 手套箱内取样管嘴处剂量率约0.51mSv/h。 核岛排气和疏水系统（RPE）： 反应堆厂房管系及地坑剂量率约1.2mSv/h； 废水排水箱房间环境剂量率约0.8mSv/h。 硼回收系统（TEP）： 浓缩液排液管线上过滤器接触剂量率约5mSv/h。 废液处理系统（TEU）： 前置槽外部剂量率约0.21mSv/h； 蒸发器外部剂量率约0.2mSv/h。 固体废物处理系统（TES）： 废树脂槽房间门口剂量率约20mSv/h； 蒸残液槽外部剂量率约2mSv/h。,1.3.3影响核电站辐射水平的因素,反应堆功率水平 反应堆功率急骤变化的次数和幅度 一回路的化学控制状况 核电站运行周期 燃料包壳的完整性 厂房核清洁水平及去污效果,2 外照射的监测,外照射的监测主要有两个方面 现场剂量率的监测（接触剂量率与环境剂量率） 外照射个人剂量的监测,2.1 工作场所剂量率监测,2.1.1 剂量率监测仪 （RAD2）,借出后，应立即打开电源，检查读数是否正常。,2.1 工作场所剂量率监测,常规监测 由辐射防护科承担 定期对控制区厂房进行监测和评估，监测结果公布在卫生出入口 工作监测 由工作负责人承担 一般情况下，作业班组至少应配备一台RAD2,2.1 工作场所剂量率监测,2.1.2 中子剂量率的监测,在工作人员需进入反应堆厂房的情况下，也需进行中子剂量率的监测。,2.2 个人外照射剂量监测,个人外照射剂量的监测主要使用两种个人剂量计： 热释光个人剂量计TLD； 直读式电子个人剂量计。,热释光剂量计（TLD）,电厂辐射工作人员进入控制区，必须佩戴TLD。 参观人员进入控制区，无需佩戴TLD。 用于累积剂量测量，更换周期为1个月。 统一佩戴在左胸部，有姓名的一面朝外。 测量记录记入个人档案，作为个人辐射剂量的正式、合法的记录。 临界后进入反应堆厂房RX，还应佩戴中子TLD。,直读式电子剂量计（DMC2000）,进入控制区的任何人员,无论是工作人员还是参观人员，都必须佩戴电子剂量计，统一佩戴在左胸部。 主要功能： 实时显示工作人员每次进入控制区所接受的剂量，并由计算机系统（KZC）测读结果，进行统计分析。,直读式电子剂量计（DMC2000）,可设置剂量报警和剂量率报警 初始显示为： d（HP）：0.000mSv R（HP）：0.00mSv/h。 报警阈值（大修期间）： 对于运行、机械、服务、仪控、电气、化学、辐射防护、役检岗位，设定为1.5mSv（日剂量）和1mSv/h；对于其它岗位，设定为0.5mSv（日剂量）和1mSv/h。,3 外照射防护,根据外照射作用的特点，防护方法有 时间防护法、距离防护法、屏蔽防护法和源项控制法。 现场防护手段：系统冲洗、 自然衰变、 设备充水、屏蔽热点、控制时间、 增加距离、穿铅衣等。,外照射防护的方法,时间防护 距离防护 屏蔽防护,时间防护 累积剂量与受照时间成正比 措施：充分准备，减少受照时间 做好准备工作（工作文件、工具、器材和防护用品） 剂量分担 加强培训和操练,3.1 时间防护,距离防护 剂量率与距离的平方成反比（只适用于Y点状源） 措施：远距离操作 任何源不能直接用手操作； 注意射线防护,3.2 距离防护,距离防护的应用 在实际的生产活动中，可以利用长柄工具、机械手或远距离控制装置等以尽量增加人与辐射源之间的距离；或操作时应选择合适的工作位置，尽量远离“热点”等，以减小工作处的剂量率，从而减少受照剂量。,图 应用距离防护的一个例子,屏蔽防护 设置屏蔽体 屏蔽材料和厚度的选择： 辐射源的类型、射线能量、活度等,3.3 屏蔽防护,3.3.1 屏蔽材料的选择 - 屏蔽射线要用密度较大的物质，即原子序数（Z）较大的物质，如铅、铁、混凝土、铅玻璃等； - 屏蔽中子则要先用原子序数较小的物质，最好是含氢（）较多的物质，如水、石腊、塑料、石墨等，然后再用吸收中子能力强的物质，如硼、锂、镉等。,3.3 屏蔽防护,3.3.2 屏蔽物的形式：固定式和移动式 固定式屏蔽物：墙壁、楼板、防护门、迷宫、充水的容器（管道、水箱等）和铅玻璃观察窗 移动式屏蔽物：各种包装容器（铅罐、水泥桶等）、防护屏、铅砖、铅背心、铅围裙和铅玻璃防护眼镜,屏蔽防护,时间、距离、屏蔽等防护是外照射防护最基本的方法，三种方法可单独使用，也可两个、三个综合使用。 三种方法主要与人在操作时的行为有关，把它们叫做与人相关的防护方法。 在某些特殊的工作条件下，还可使用源项控制法。,源项控制法在工作前采取控制辐射源从而减小现场放射性水平的方法。 工作场所辐射水平或污染程度严重，在工作准备时如条件许可，先采取放射性自然衰变或去除污染等措施，就相当于减小了工作现场的辐射源。 对于在具有放射性的系统或设备上的某些工作，如果工作计划不要求大修一开始就实施，则应把它安排在后期。大修收尾阶段的剂量率会比大修开始时要低，冷却剂的净化以及放射性的自然衰变均会使得剂量率下降。,3.4 源项控制法,在表面污染严重的设备或系统上作业，先进行去污可明显地降低环境剂量率。 工作应尽可能地避开系统、管道、容器或其他设备的排空时段。即便系统的水是沾污的，也可以吸收和降低辐射。管道、阀门或泵表面的剂量率，在充水时几乎总是比排空时低得多。一般来说，若有可能，就应尽量保持系统在充水状态，并将工作安 排在系统充水阶段实施。 ,3.4 源项控制法,在核电机组大修之初，对一回路系统采取氧化、净化等措施，其目的在于降低一回路的放射性水平，从而降低反应堆厂房的辐射水平。 选择合适的堆芯材料和严格控制一回路水的化学成份，从而减少活化产物的生成量和活化产物衰变时辐射的能量；在某些放射性系统上选用细筛的过滤器，尽可能多地去掉放射性物质。 增长换料周期。,3.4 源项控制法,在可能的情况下采取控制辐射源的方法无疑是降低集体剂量最有效最根本的防护方法。这种方法直接与辐射源的大小有关，因此，把它叫做与源相关的防护方法。,高辐射区作业注意事项,关注RP人员提供的剂量率分布，尽量避开“热点”位置 。 进入高辐射区前，必须使用便携式剂量率仪表测量场所剂量率！ 工作负责人应严格控制作业时间，关注工作人员的个人剂量的变化情况 。 尽量减少现场工作的人数。暂时与工作无关的人员应撤至“低辐射区域”。,