核电厂安全课件-第七章 核电厂辐射防护与监测

第七章核电厂辐射防护与监测7.1压水堆核电厂的核辐射7.2核电厂核辐射的防护7.3放射性辐射的监测压水堆核电厂运行过程中产生大量放射性的废气、废液和固体废物。为防止放射性物质不受控制地进入环境，对人类造成危害，必须加强对各类核辐射的防护与屏蔽，对核电厂的放射性废物采取有效的处理和处置，以控制对环境的影响。事故情况下放射性释出物的辐射后果1.放射性物质的释放机理（1）气隙释放（2）熔化释放（3）汽化释放（4）蒸汽爆炸释放放射性物质向主回路系统的释放事故情况下放射形物质穿透三道安全屏障向环境释放的特性和规律2.裂变产物特性I气体惰性气体Xe，KrII易挥发核素卤素I，Br碱金属Cs，Rb碲Te，Se，SbIII难挥发核素碱土金属Ba，Sr贵金属Ru，Rb，Pd，Mo，Te稀土金属Y，La，Ce,Pr,Nd,Pm,Sm,Eu,Np,Pu难熔氧化物Zr，Nb气隙释放与熔化释放：主回路边界完整，蒸汽把从包壳释放出的裂变产物排入安全壳，裂变产物在主回路内表面沉积。汽化释放与蒸汽爆炸释放：主回路承压边界已不复存在，所有释放出的裂变产物将直接全部进入安全壳空间。3.放射性物质在主系统内的迁移随着反应堆经历严重程度不同的事故时，可能发生包壳破损、燃料熔化、与混凝土或金属发生作用及蒸汽爆炸等不同情况。1.气溶胶的形成及特征形成：堆芯碎片材料的物理破碎；堆芯裂变产物蒸汽的凝结；特征：组成复杂；可在气流中悬浮相当长时间。放射性物质向安全壳的释放2.放射性物质在安全壳内的迁移放射性物质进入安全壳后，一般以气体或气溶胶形态存在于安全壳空间中，放射性物质从安全壳向环境的释放率取决于安全壳的泄漏率和放射性物质在安全壳中的浓度。去除机理1.表面吸附2.粒子沉降3.循环过滤4.喷淋7.1.1安全壳内的辐射源安全壳内有三种主要的辐射源：1.由核裂变直接产生的裂变中子；2.结构材料活化后释放的Ɣ射线；3.冷却剂中的放射性。裂变产物：近40种元素、约200种核素（85-150）惰性气体：氪、氙——气载放射性外照射易挥发元素：碘、铯、碲——积累于器官内照射锕系元素：如238Pu，242Pu等——长寿期活化产物：如13N，19O，59Fe，60Co，65Ni等7.1.2安全壳外的辐射源①化容控制系统、硼回收系统、三废处理系统等设备和管道，其中离子交换器及过滤器为安全壳外最强辐射源。②主要为活化产物与裂变产物。7.2.1各类核辐射的不同效应中子不带电，不会产生直接电离，但会和氢、氧、炭和氮原子作弹性碰撞引起各种核反应导致间接电离。中子、α、β粒子等带电粒子和γ射线都有很强的直接或间接引起电离的本领，产生强烈的电离，破坏细胞正常的化学物理状态，引起生理上的变化。7.2核电厂辐射的防护具体表现α粒子的射程较短，电离本领很大，若进入人体内，机体会遭受损伤。β射线平均能量大约等于1.2MeV，射程也比较长，在外照射情况下β辐射只有轻微的危害，对皮肤和眼结膜等造成严重伤害。γ射线穿透能力比较强，可能发生光电效应、电子偶效应和康普顿效应电离辐射所致生物效应分类：依据效应发生的个体躯体效应：发生在受照者本人身上的效应遗传效应：发生在受照者后代身上的效应由生殖细胞的变异引起，至今没有资料肯定辐射所致遗传效应的发生。依据效应发生的时期潜伏期：从受到照射到临床上特定效应发生所需时间。早期效应（急性损伤）：受到照射后数周之内发生的效应晚期效应：受到照射后数月以后发生的效应电离辐射所致生物效应分类：依据效应-剂量关系随机性效应（无规律效应）剂量几率随机性效应①无剂量阈值②发生几率与剂量成正比③严重程度与剂量无关电离辐射所致生物效应分类：依据效应-剂量关系确定性效应（阈效应）剂量严重程度阈值确定性效应①有剂量阈值②效应的严重程度与剂量成正比两种效应表现：阈效应和无规律效应:阈值指超过某个剂量值时，某些效应将立即不由自主地表现出来无规律效应：某些症状仅对大于100rem的剂量才更明显，也有可能在接受辐射后很长一段时间才表现出来。1.放射性活度:单位时间原子核衰变的数目，单位：贝可（Bq）或居里（Ci），1Ci=3.7x1010Bq2.照射量：照射量X=ΔQ/Δm，光子在空气中产生电离能力的度量。旧单位伦琴（R），新单位库伦每千克C/kg。1R=2.58x10-4C/kg。原子核电子7.2.2辐射防护基本概念和单位3.吸收剂量单位质量物质所吸收的辐射能量。。和辐射场的性质及受照物质性质均有关。旧单位拉德（rad），新单位戈瑞（Gy）。1Gy=1J/kg，1Gy=100rad。4.剂量当量组织某一点处的剂量当量=吸收剂量x辐射品质因数x修正因子。旧单位雷姆（rem），新单位Sv，1Sv=100rem。5.有效剂量有效剂量HE=∑WTHT，WT为组织或器官的权重因子，HT为组织或器官的剂量当量。单位Sv。组织权重因子组织名称（T）权重因子（WT）组织名称（T）权重因子（WT）性腺0.25甲状腺0.03乳腺0.15骨表面0.03红骨髓0.12其余组织0.03肺0.12项目名称现行单位国际制专用单位放射性物质的量放射性强度（A）居里（Ci）贝克勒尔（Bq）克雷当量剂量吸收剂量（D）拉德（rad）戈瑞（Gy）照射量（X）伦琴（R）C/kg剂量当量（H）雷姆（rem）希沃特（Sv）辐射剂量的单位7.2.3剂量限值根据对镭所造成的生物伤害、对动物实验以及从在人体内和空气及水中自然发生的辐射方面所得到的资料制订剂量限值。目的是为了保护工作人员的健康和居民的安全。剂量限值定义：不允许接受的剂量范围的下限。这里的剂量是指内、外照射剂量的总和，不包括医疗照射和天然本底照射。年有限剂量当量限值器官或组织人员类别职业工作人员16—18岁公众全身50mSv6mSv1mSv眼晶体150mSv50mSv5mSv其他器官或组织500mSv150mSv50mSv育龄女性：工作人员均匀受照控制原则，禁止妊娠期、哺乳期中的女性在控制区内工作。5年的平均有效剂量为20mSv。两种异常情况事先计划的特殊照射：事先计划的超剂量限值的照射。A类工作人员获得批准方可应急照射：异常情况下，正当超剂量限值的照射禁止育龄女性和年龄未满18周岁者接受此类应急照射！7.2.4辐射防护三原则辐射防护目的：①防止有害的非随机效应②限制随机效应的发生概率③保证辐射照射的各种实践活动具有正当的理由①辐射事业的正当化：进行任何伴有辐射照射的实践活动时，所得利益必须大于所付出的代价（包括人员健康损害的代价）；②防护水平的合理最优化：任何事业中对人产生的辐射剂量必须保持在可以合理地做到的最低水平。即遵守“合理可行尽量低”（ALARA）的原则。辐射防护三原则③个人所受剂量当量应在规定的限量以下。确保对每一个人提供适当的保护。防护水平WV-PX+YXYW1W0W2代价V——毛利P——生产成本（未计防护成本）X——辐射防护成本Y——辐射危害相当的代价正当化要求：V-（P+X+Y）=（V-P）-（X+Y）0合理最优化要求：防护水平为W0时，X+Y最小，净利益最大。7.3放射性辐射的监测7.3.1控制区的确定①控制区：工作2000h，有效剂量当量可能超过十分之三的年剂量限值，以及存在其它的照射与污染的潜在风险。②监督区：连续工作人员一年内受到的辐射照射一般不超过十分之三年限值，但可能超过十分之一年限值的区域。③非限值区：连续工作人员一年内受到的辐射照射一般不超过十分之一年限值的区域。子区名称区域内的平均剂量率绿7.5Sv/h～25Sv/h黄0.025mSv/h～2mSv/h橙2mSv/h～100mSv/h红100mSv/h大亚湾核电厂控制区子区的划分大亚湾核电站以最大环境γ剂量率为划分标准，将控制区细分为四类子控制区，一不同颜色区分（绿、黄、橙、红）；7.3.2放射性辐射对人体辐照的途径①放射性烟云的外照射，②烟云地面沉积放射性的外照射，③吸入空气中放射性的内照射，④通过食物链造成的内辐射。7.3.3外照射的防护与监测防护：①控制受照时间②增大与辐射源的距离③屏蔽监测：热释光剂量计作为法定计量计电子直读式剂量计作为辅助剂量计（冗余剂量计）7.3.4内照射的防护与监测内照射的特征：在体内；α、β粒子作用大；难以估计。控制区内照射的防护：（1）戴呼吸保护装置（面具、充气防护衣等）；（2）控制区不吃、不喝、不吸烟；（3）伤口没密封保护不进控制区；（4）建立通风与负压系统，减少放射性气溶胶浓度用全身计数器（两台）进行内照射监测：全身快速检查、诊断检查。THEEND