核电厂的辐射防护(刘原中).ppt

刘原中

清华大学核研院
2012.111,概述1.2,范围1.3,剂量限值和剂量约束1.4,最优化原则的应用（2）辐射防护最优化应对一系列的防护措施进行选择，例如，屏蔽、通风、控制距离和把辐射照射时间减至最短的手段等。为此，应确定可行的待选方案和比较准则及数值。最后，对这些方案进行评估和比较。
（3）最优化的概念还应当用于避免或者减轻导致工作人员或者公众照射的核电厂事故后果的设计特征中。
1.5,设计目标2,压水堆(PWR)核电厂简介压水堆(PWR)示意图图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；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。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。
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。
表2.1压水堆核电厂的主要参数（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0.9MeV。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=4.34×1020MeV/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2.25×1017MeV/MW.s，和平均约2.51×1017光子/MW.s。

（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。
（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8.47×1010MeV/W.s。
表3.3给出了反应堆满功