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HAD 102-12-2019 核动力厂辐射防护设计.pdf

核动力厂辐射防护设计

（4）应制定完善的维修大纲、程序以及合理安排操作 任务。应基于运行要求而不仅仅是为满足相关规定或剂量约 束而人为地增加每项任务的工作人员数量。对于预计剂量相 对较小的任务，一般可以将所需的工作量表述为在每个辐射 区域中花费的人·小时。同时也应确定完成每项任务的工作 人员的类型，包括维修人员、在役检查人员、支持人员（如 脚手架拆装人员）、去污人员和保健物理人员等。 （5）应结合上述第（3）和第（4）步骤的结果对个人 剂量和集体剂量做出评估。评估时，可使用有关的数据库， 在能够获得相关运行经验的情况下，应最大限度地利用这些 经验，尤其是对于计划外维修等难以预计的工作。 （6）图3给出了确定个人剂量和集体剂量的流程。在 设计的每个重要阶段都应采用图3所示的程序。随着设计的 深入，其详细程度应逐步提高。在设计的每个阶段，所评估 的剂量都应与每个类型的工作所设定的设计自标进行比较 （7）对于图3中的每个步骤，在有不同的设计方案可 供选择时，应进行最优化的研究。对于预计辐射剂量将超过 设计自标的情况，这种研究尤其重要。 如表1所示，上述厂区人员的辐射防护设计程序应是迭 代进行、逐步细化的过程。 3.2.3.2.2应对在设计过程中所做出的所有决定及其 理由进行备案，使得影响辐射照射的每一个设计方面都是合 理的。这是设计质量保证的一部分

核动力厂辐射防护设计3.2.3.2.3应考虑制定初步的退役计划，以保证设计考虑了在退役期间降低和控制照射的必要特征。在很多情况下，这些特征与运行状态所必要的特征相同QXXA 00012S-2015 山东欣希安药业股份有限公司 复合蛋白左旋肉碱粉，但是对于退役可能需要某些附加的特征。如果这些附加的特征很重要，应使运行状态所必要的特征和退役所必要的特征达到最优化。部件特性布置特性一几何（厚度）一距离一状态（空/满）一屏蔽一技术类型一隔断/分离空间利用源GBq表面剂量率场所剂量率GBq/m²(mSv/h)(mSv/h)GBq/m3量设备可靠性预计工作量实际工作量（维修频率）（人·小时）（人·小时）维修状况·可接近性维修特性·防护服系统性维修一工具一有条件维修一准备组织注：虚线表示某些部分对其他部分可能产生影响图3核动力厂辐射剂量评估示意图13

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表1设计过程实施策略实例

步骤“：研究工作延续数年的复杂工程的设计通常分为若干个步骤。研究的 详细程度随步骤数而增加。 子项“：要考虑的主要参数。 步骤一“：在步骤一期间，将设定平均剂量约束（包括所有的工作人员类型 以及集体剂量目标，包括一定的裕度；最优化研究将给出选择方案优、缺点的清 单；不进行分区或表面剂量率计算；将考虑不同选择方案（所涉及的工作由工作 人员或机器人完成），估计工作量（人·小时）。 3.2.3.2.4应采用下述部分或全部措施，使设计应有利 于职业照射剂量自标的实现，包括个人剂量和集体剂量。 （1）降低工作区中的剂量率： A）降低源项（例如通过去污、材料选择、腐蚀控制、 水化学、过滤和净化等防止外来物质进入一回路系统）； B改进屏蔽：

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C）增加工作人员和源之间的距离（如利用远程操作）； （2）减少在辐射场内的停留时间： A）采用可靠性高的设备，以保证较低的设备故障率； B）保证设备容易维修和移出： C）通过在设计中采取内设的辅助设备和设置永久出入 口等措施，以减少有关操作； D）保证良好的可达性和良好的照明。 3.2.3.3公众成员的辐射防护设计 3.2.3.3.1在设计开始时，应设定公众成员的年个人剂 量设计自标。必要时，应考虑场址周边区域的发展和寿期内 的人口分布情况。 3.2.3.3.2应以下述方式实现设定的设计自标 （1）在设计过程的早期阶段查明影响公众成员剂量的 场址特征，并在设计中加以考虑。 （2）考虑相关的运行经验，利用放射性废液废气处理 系统设计的最佳可行手段，设定放射性流出物的排放自标， 包括年排放总量自标和排放浓度自标， （3）评估关键人群组所受到的剂量，以保证设计自标 的实现。 （4）如果考虑的方案不能实现设定的设计目标，评估 其他可选方案。 3.2.3.3.3设计应保证能够对离开核动力）的材料的 沾污进行适当的监测，

3. 2. 3. 4 调试要求

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3.2.3.4.1设计中为运行状态提供最佳辐射防护水平 而考虑的措施覆盖了调试过程的辐射防护要求。在调试过程 中，由于较低的功率水平和有关部件中的放射性物质的积累 较少，辐射水平要低于运行状态， 3.2.3.4.2应在调试早期采取措施查明可能存在的设 计缺陷（例如屏蔽设计不能满足防止漏束的要求等），以便 在满功率运行之前纠正这些缺陷

3.3事故工况辐射防护的设计方法

3.3.1应通过高质量的设计和在核动力设计中考虑 的特殊设施（例如各种安全系统）来达到事故工况的设计自 标。应通过安全分析确认已经达到了设计自标。为了证明能 够符合剂量接受准则，应根据设计基准事故分析中的保守假 设和设计扩展工况分析中的最佳估算方法进行确定论安全 分析及相关的剂量评价和概率安全评价。 3.3.2为实现上述设计自标，应制定必要的设计规定和 规程（例如控制室的进入、关键设备的维修、工艺取样等） 使核动力厂的运行人员能够恰当地处理事故。 3.3.3应在设计中考虑相关的运行实践，以保证为事故 工况厂区人员和公众提供足够的辐射防护。应培育安全文 化，以保证给予安全问题最高的优先级以及在恰当的裕度下 满足事故工况下放射性物质释放的要求。 3.3.4应咨询辐射防护、运行、设计和事故分析等领域

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的专业人员，以保证对事故工况下用于辐射防护的核动力厂 系统和部件进行恰当的设计。在整个设计过程中，这些人员 之间应当保持经常性的交流，以满足核安全监管部门有关事 故工况下辐射防护的要求，同时设计也应保证能够实施有效 的事故管理程序。

4运行期间厂区工作人员的辐射防护

4. 1. 1 概述 4.1.1.1在设计的早期阶段，应对核动力厂辐射源的控 制进行最优化设计，因为辐射源会影响到整个核动力厂的辐 射水平，而其他方面的设计仅会对局部区域内的辐射水平产 生影响。对于大多数反应堆的设计，主要辐射源是活化腐蚀 产物，只有在发生大量燃料包壳失效的情况下，裂变产物才 有可能成为主要的辐射源。这些辐射源来源于堆芯，并通过 反应堆冷却剂进行输运，在使用液体慢化的反应堆中也通过 慢化剂进行输运。任何降低辐射源强或减少放射性物质输 运，不增加额外成本且不降低设备可靠性的实际可行的措施 都应采用。应尽可能地防止泄漏，并提供泄漏监测手段，尤 其是对于存在氙泄漏危险的重水堆。如果使用密封技术，应 确保密封材料中不含锑。附件Ⅱ对正常运行和退役期间的辐 射源及其控制进行了详细的描述。 4.1.1.2应在设计阶段适当地考虑退役，以便于退役的

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进行，避免或减少不必要的辐射照射。在设施和设备的设计 以及在运行的有关安排方面也应考虑便于退役。例如，对于 在正常运行状态下不可达的区域，应为便于退役设计必要的 通道。 4.1.2腐蚀产物 4.1.2.1应通过下列措施减少活化腐蚀产物源项： （1）通过选择合适的材料和控制冷却剂的化学性质， 减少回路材料的腐蚀和侵蚀速率： （2）通过选择适当的材料，尽量减少可能成为重要辐 射源的核素浓度（尤其是钢中的钴） （3）设置净化系统（例如粒子过滤器和离子交换树脂 床）； （4）尽量减少堆芯补给水中能够被活化核素的浓度； （5）设备和管道的设计应能尽量减少腐蚀产物的累积 4.1.2.2根据最优化设计原则，应减少高钻材料（例如 钨铬钻合金，这种材料由于硬度很高，常被用于阀门座和轴 承中）在主冷剂回路、化学控制回路、沸水堆汽轮机系统 以及直接连接的回路中的使用，这对于堆内构件尤其重要。 应特别注意补给水系统加热器材料的选择，同时考虑到在靠 近堆芯入口处的补给水回路或堆芯冷却剂回流回路上安装 过滤器时可能遇到的问题。 4.1.2.3还应特别注意材料的选择和冷却剂的化学成 分，它们对核蒸汽供应系统的可靠性起着重要的作用。应谨

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慎考虑材料和冷却剂的相容性，这对于保证减少一回路部件 听需维护、修理和例行检查的次数非常重要。应只使用与冷 却剂相容的材料，并特别注意发生晶间应力腐蚀裂纹的问 题。 4.1.2.4在水冷反应堆中，利用能去除可溶性核素的离 子交换树脂以及粒子过滤器去除腐蚀产物。处理能力应能满 足在启动和冷停堆状态期间突然增加的腐蚀产物和裂变产 物的释放量。 4.1.2.5对于水冷堆和气冷堆的主冷却剂回路，应设置 去除放射性和非放射性的腐蚀产物的系统。这些系统对于具 有不锈钢燃料包壳的气冷堆（如改进型气冷堆）减少放射性 物质在冷却剂系统可能的沉积尤为重要。在改进型气冷堆 中，冷却剂回路中的活化腐蚀产物主要来源于燃料包壳的氧 化。当发生反应堆紧急停堆、燃料元件受到热冲击时，氧化 物会从堆芯表面以颗粒物形式脱落下来。在冷却剂的流道上 应设置过滤器，以去除冷却剂中被活化的氧化物，从而减少 在蒸汽发生器内、以及需要进行检查和维修的冷却剂回路的 其他区域内的沉积。应对燃料包壳进行处理（例如电镀）， 以减少剥落。 4. 1. 3 裂变产物 燃料包壳的破损可能使裂变产物释放到冷却剂中，从而 能显著地增加冷却剂中的放射性，并且污染冷却剂回路。包 壳破损的燃料元件应尽快从堆芯中取出，以减少这种辐射源

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对厂区工作人员的照射。在停堆换料的情况下，应提供包壳 失效的监测措施，并对运行状态下冷却剂的放射性活度浓度 设置适当的限值，当冷却剂的放射性活度浓度超过运行技术 规格书中规定的限值时，应在规定的时间内停堆。 4.1. 4 池水中的活度 应采用粒子过滤器和离子交换树脂等组成的净化系统， 将燃料贮存池的池水保持在较低的放射性水平。对贮存有重 大破损燃料的燃料贮存池进行改造时，设计中应考虑防止放 射性物质泄漏到池水中的措施，例如将燃料装罐或其他等效 操作。

在设计阶段，应对设备进行操作、检查、维修、修理、 更换和退役的可达性进行评估，以保证能满足相应的要求， 设计应当使厂房的布置便于上述工作的开展，并能限制厂区 人员受到的辐射照射和污染的扩散。区域分隔、适当的通反 布置、设备吊运装置、更换装置、出入控制、远距离装卸装 置、去污装置和屏蔽以及系统和部件的有关设计措施等都可 以作为实现该自的而采取的手段。 4. 2. 1 区域和分区 4.2.1.1应对辐射工作场所建立控制区和监督区。每个 福射防护控制区应分别为人员、物资和设备设置尽量少的出 入口。人员通道和物流通道必须严格分开。 4.2.1.2厂房的布置应把需要和可能需要专门防护手

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段或安全措施的区域设定为控制区，以便控制正常工作条件 下的正常照射或防止污染扩散，并预防潜在照射或限制潜在 照射的范围；把未被定为控制区，在其中通常不需要专门的 防护手段或安全措施，但需要经常对职业照射条件进行监督 和评价的区域设定为监督区。 4.2.1.3应对辐射防护控制区域的每个控制区出入口 进行控制，并监测离升辐射防护控制区的人员和设备。 4.2.1.4在设计阶段，应根据预期的辐射水平和放射性 污染水平（例如剂量率、表面污染水平或空气中放射性核素 的活度浓度）将辐射防护控制区细分为若干子区，包括在运 行期间不太可能进入的子区；子区中的辐射或污染水平越 高，对该子区的进出控制越严格，以满足剂量限值和剂量约 束的要求。 4.2.1.5应考虑在运行或者计划性维修期间可能需要 对某些区域进行临时或永久重新划分的可能性。因此，应特 别注意出入路线的规划。在重新划分时，应对这些分区和控 制区进行重新评价。 4.2.2更衣场所及相关设施 4.2.2.1在辐射防护控制区内，应在较清洁的和可能较 脏的区域之间的选定位置设置更衣场所，以防止污染的扩 敬。这些场所中所需的设备，取决于从这两个区域的交界处 进入可能较脏一侧的要求和预计的污染水平。在设计阶段， 应当为确定的更衣场所提供服务点（例如电、水、压缩空气

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等），还应当为活动房屋的装配留有足够的空间，以便设置 临时更衣室。 4.2.2.2在可能存在空气污染（例如碘、气溶胶、氙等 的地方，应设置永久更衣场所，在该区内应有个人去污设施 防护服（包括塑料衣裤及连带的防毒面具、防护罩、空气管 道、涡流冷却器等）和污染监测装置等，以供日常运行、停 堆或应急状态所需。 4.2.2.3更衣室应设置在控制区出入口与监督区的交 界处。 4.2.2.4在更衣室内，应提供实体屏障把清洁区和可能 的污染区清楚地分隔升。更衣室的空间应足够大，以满足维 修期间的工作需要和防止人员的接触式交义沾污，并应考虑 临时工作人员。 4.2.2.5控制区出入口应当提供人员和设备外部污染 验测设备，对该区域的出口应当进行监视，以保证只有得到 全身污染监测器的许可信号或经辐射防护人员许可后，人员 和设备才能离开。 4.2.2.6除辐射监测器以外，更衣室至少还应当提供以 下设施： （1）人员去污设施（淋浴或洗涤盆）； （2）清洁工作服及其必要的贮存设施： （3）污染工作服存放容器。 进和信勿城制

4.2.3进入和停留控制

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4.2.3.1对高剂量率区和高污染区应采用加锁1进行 控制。需要时，可采用联锁装置以保证只能在可接受的低辐 射水平时才可以进入，该装置应设计为失效时发出报警信 号。 4.2.3.2应当将人员穿过辐射区和污染区的路线缩至 最短，以减少穿越这些区域所花的时间。 4.2.3.3为减少在辐射防护控制区工作的人员所受的 福射剂量和污染的护散，辐射防护控制区的布置应使工作人 员不必穿过较高辐射区才能进入较低辐射区，也不必穿过高 亏染区进入较低污染区。关于辐射水平和污染水平的确定： 应充分利用同类型反应堆的运行经验反馈。 4.2.3.4设计应能限制污染物的护散，并易于建立临时 性的包容装置。 4.2.3.5设计应当使在辐射区和污染区从事维修、试验 和修理所需的停留时间符合辐射防护最优化原则。例如，可 以通过以下措施来实现： （1）设置足够宽敞的走廊，以易于到达核动力厂的系 统和部件。对于厂区工作人员有可能穿戴全身防护服（包括 带有便携式气源的面罩或者通过软管连接气源的面罩）的区 域，走廊的大小应考虑这种情况。 （2）提供足够宽敲的清洁走，以便于将核动力）物 预送到维修车间进行去污、维修或处置。应在设计阶段规划 出核动力厂退役期间大型设备的搬运路线，并应把所需的装

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4.3.1核动力）系统的设计应基于运行核动力）在降 氏辐射照射方面的经验反馈。在考虑新建核动力的辐射防 护设计改进时，这些经验是非常有价值的。 4.3.2在系统的设计中应当采用下述降低辐射照射的 措施，除非有其他更为重要的考虑使这些措施变得不现实， 或者采用这样的措施过于昂贵而不符合“可合理达到的尽量 低”的原则： （1）需要进行定期维修的部件（例如泵和阀门）处于 高辐射水平场所中时，应当将工作空间屏蔽起来，防止来自 其他系统的辐射。 （2）不必安装在放射性部件近旁的非放射性部件（例 如显示仪器、辅助设备、驱动机构和控制设备等），应设置 在高辐射区外。 （3）对于放射性液体取样，应提供辐射照射最小化的 方法（如远距离取样）。为了减少污染，应在取样点下面设 置滴水收集盘。应提供处理这些收集盘容纳物的适当措施， 这些措施可能包括与废液处理车间疏水连接的管道。 （4）应提供避免和减少放射性淤泥在管道和容器内沉 积的方法（如冲洗）。 （5）对互为备用的放射性系统，如果要求在其中一个 系统运行时对另一个系统进行维修，则应当在两个系统之间 设置足够的屏蔽。 （6）如果需要在高辐射区中拆除屏蔽，应当备有起重

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设备或其他快速且易于使用的拆除设备。 4.3.3含有放射性液体的管道应尽可能地不靠近非放 射性的管道，并且应与需要维修的物项保持适当的距离。在 管道和墙之间应留出足够的空间以进行检查、维修和修改等 工作。 4.3.4应通过对流体流动方式的适当设计、化学成分的 控制以及使用内表面光滑和平整的管道，防止放射性物质在 管道内不可控的累积。 4.3.5应尽量减少通风和排水管道。排水应设置排放到 地坑或封闭系统中。管道的设计应避免造成液体在某些地方 汇集。 4.3.6在管道设计中，应尽量减少需要在役检查的焊 缝，需要检查的焊缝应具有良好的可达性。 4.3.7在冷却剂回路和辅助回路的设计中，应尽量避免 存在可能造成流体不流动和活化腐蚀产物沉积的死角， 4.3.8泄排管道的位置应保证回路排水时不会有残留 水的积累，放射性液体的回路设计应尽量减少泄排点的数 量。如果排水管线上存在死水点，则在回路充满水时和在正 常运行状态下，就会出现高的污染水平。为了降低辐射源 贮水箱应具有排水和冲洗设施

4.4.1部件设计的一般原则是满足辐射防护的要求，其 中大部分原则与系统设计相同

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4.4.2在设计中将辐射照射减少到最小的王要方法是 采用高可靠性的部件，这样的部件要求最低程度的监督、维 修、试验和标定。 4.4.3设计应保证在高辐射区使用的部件易于拆除。 4.4.4应将核动力厂部件中的放射性物质降低到最小， 以减少对厂区工作人员的照射。 4.4.5可能被污染的部件和厂房区域的设计，应保证易 于采用化学或机械的方法去污。包括提供光滑的表面，避免 放射性物质可能积聚的弯角和凹坑，以及为盛装放射性液体 的回路提供隔离、冲洗和疏水等措施。 4.4.6应尽量缩短放射性物质流经管道的长度，以将核 动力厂部件中的放射性物质总量减至最少，从而减少对厂区 工作人员的辐射照射。但在选择最短路径时，载有放射性物 质的管道不得穿过人员需要经常进出的区域和低辐射区。在 核动力厂的设计中，非常重要的工作之一是确定在含有放射 生流体部件的系统之间如何相互联接，并在设计的早期就在 核动力厂的布置中加以考虑。 4.4.7对那些在维护和检修时可能造成较大集体剂量 的部件，应进行充分的隔离。

4.5.1应尽可能采用远程技术，以将工作人员受到的照 射减至最小，包括远距离检查、设备的拆除和重新安装。在 设计阶段应考虑这些技术，因为在施工后，由于空间的限制，

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可能使以后的安装更困难或者不可能。对于核电厂设备的检 查、拆除和操作可能是半远程的，因为区人员可能仍需要 进入辐射防护控制区在台架上安装设备。远程或半远程技术 的一个例子是设备焊缝的超声波检查。安装扫描器时可能需 要靠近焊缝，但之后操作人员可以在低辐射区进行操作。为 进行远程外观检查，应该采用电视摄像机和使用由铅玻璃或 者与其相当材料组成的屏蔽观察窗。 4.5.2远程技术可以在退役期间拆除大多数放射性设 备时发挥重要作用。在设计阶段应考虑使用这种技术，并在 设计中保证对它们的使用得到落实。在核动力的整个寿期 以及退役过程中，远程控制技术会得到改进。在进行相关的 工作时，应采用能够获得的最佳的实际可用的技术。

4. 6 去污和地面疏水

4.6.1应在设计阶段考虑去污的必要性。如果通过去污 能明显降低辐射照射，则应当设置去污装置。在规划去污设 施时，应考虑预计与冷却剂或废物接触的所有部件。 4.6.2所有可能发生污染液体泄漏或溢出的区域，都应 给予特殊的考虑。应把这些区域设计成易于去污（例如地板 上采用特殊的覆面）和易于控制污染物的扩散。在这些区域 中要有多重隔障，地面要有足够的坡度，以限制污染面积 并能快速排出和收集溢出的液体。 4.6.3燃料贮存池和燃料装卸池的壁面以及在这些区 域中使用的设备，可能会被污染。当这些水池的水位降低时，

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持在较低水平。 4.6.10来自去污设施的疏水应当排向放射性废液处理 系统。

4.7.1屏蔽设计 4.7.1.1对于特定辐射源的屏蔽设计，首先应确定剂量 率的设计目自标值，该值的大小应考虑在该区域中预期停留的 频度和持续时间，同时还应考虑源项的不确定性以及预期剂 量率分析的不确定性。 4.7.1.2在确定屏蔽的技术规格时，应考虑核动力厂整 个寿期内放射性核素的累积。 4.7.1.3在对源的可能源强完成评价之后，屏蔽设计是 一个反复进行的过程。首先，应设计没有贯穿的屏蔽；其次， 应考虑需要穿过屏蔽层的贯穿，例如管道、电缆和出入通道 并应采取措施为厂区人员的防护保持屏蔽的有效性。 4.7.1.4屏蔽材料的选择应基于射线的特性（β射线、 物致辐射、中子和√射线，或者只有Y射线），材料的屏蔽 性能（例如散射、吸收、二次辐射的产生、活化），机械性 能或者其他性能（例如稳定性、与其他材料的相容性、结构 特性），以及空间和重量的限制。 4.7.1.5坏境条件的变化可能会导致屏蔽有效性的丧 失。应当考虑中子和射线与屏蔽材料相互作用而引起的效 应（例如，具有较高中子吸收截面的核素的燃耗、辐射分解

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和脆化），与其他材料的反应而引起的效应（例如，冷却剂 产生的腐蚀和侵蚀）以及温度效应（例如，混凝土脱氢、脱 水）。 4.7.1.6应对堆芯和辐照过的燃料发出的中子进行屏 蔽。对未受辐照的混合氧化物燃料也应提供中子屏蔽。 4.7.1.7为了获得对堆芯或其他中子源的最佳屏蔽设 计，可能需要采用组合材料。铁、钢等具有很高的弹性或者 非弹性散射截面的材料可用来降低高能中子的能量。水或者 混凝土等含有低原子序数的材料可用于降低中子的能量，这 种作用的截面低于屏蔽材料的核非弹性散射截面的國值。 4.7.1.8当中子被屏蔽体俘获时，应当将因俘获产生的 丫射线吸收掉。通常采用混凝土作为反应堆压力容器外侧的 中子屏蔽。中子屏蔽的设计应保证在人员可进入的区域内 中子的辐射水平很低。 4.7.1.9质量厚度相同的屏蔽体对射线通量的减弱 具有大致相同的能力，尤其是对能量较高的√射线。在空间 受限的地方，应使用高密度和高原子序数的材料，例如铅。 另外，也可以使用混凝土，采用特殊的骨料和添加剂能够提 高混凝土的有效密度。 4.7.1.10应通过适宜的质量保证程序，以避免建造期 间在屏蔽层中形成空洞。 4.7.1.11永久屏蔽的设计应考虑地震的作用。 4.7.1.12在核动力厂运行期间可能需要临时附加屏蔽

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的区域，在设计中应考虑附加屏蔽的重量，以及运输和安装 该屏蔽的需求。 4.7.2穿越屏蔽体的贯穿 4.7.2.1贯穿是中子和Y射线易于穿过的途径。无论 次源是中子还是√射线，控制因贯穿造成的剂量率的基本方 法是相同的。这些方法包括： （1）将含有很低密度物质（例如气体，包括空气）的 直线通道的截面积和数自减少到最少； （2）设置屏蔽塞; （3）设置Z形或弯曲通道，以保证沿任何视线路径都 存在屏蔽。在这种情况下，需要增加贯穿附近的壁厚或密度 以补偿因贯穿造成的材料损失： （4）用砂浆或其他填充屏蔽材料填满所有缝隙。 4.7.2.2在某些情况下，根据相对于贯穿处源的强度和 位置，可能不需要附加的屏蔽。在另外一些情况下，应采用 具有屏蔽塞或迷宫的复杂屏蔽设计，此时需要用计算机进行 屏蔽计算以验证该设计。 4.7.2.3高辐射区的人员入口是屏蔽贯穿的特殊情况： 这种情况下贯穿的尺寸大于屏蔽厚度。在考虑这种通道的屏 蔽措施时，应考虑源的强度和源所在区域外侧的剂量率限值 要求。通常的办法是采用迷宫或者屏蔽墙（即阴影屏蔽）， 以使只有少量的散射辐射可以到达该区域的入口处

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4.8.1为了保持辐射防护控制区内的工作场所适宜的 清洁条件，应设置专用的能动通风系统。 4.8.2就辐射防护而言，通风系统的主要自的是控制工 作环境的气载放射性污染，以减少佩戴呼吸防护的需要。 4.8.3应当使用空气净化过滤器和保持适当的压差来 限制污染物的扩散和向环境的释放量。 4.8.4过滤器的位置和屏蔽应当尽可能使污染的过滤 器对核动力厂工作人员的辐射照射减至最少。 4.8.5通风系统应提供合适的空气条件，使工作人员感 到舒适。 4.8.6在设计控制气载放射性污染的通风系统时，应考 虑以下方面： （1）热力和机械力的混合作用机制 （2）在降低气载放射性污染方面，受到稀释效率的限 制； （3）潜在污染区域内的排气靠近污染源的位置： （4）采用与污染区潜在污染水平相匹配的排放速率； （5）应当保证排出空气的排放点不靠近通风系统的进 风口。 4.8.7通风系统中的气流组织，应使气载污染水平较低 区域处的压力高于气载污染水平较高区域处的压力。通风系 统中的气流方向应从气载污染水平较低的区域流向气载污 染水平较高的区域，然后排出。气流速度的大小应尽可能减

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小污染物的再悬浮。 4.8.8在维修期间可能发生气载污染的区域中，应当采 用便携式通风系统（通风机、过滤器和帐篷），配置相应的 电源点，并为通风系统的操作提供足够的空间。 4.8.9通风系统的排气应设置为排入污染通风排气系 统中。为了减少从外部环境把粉尘带入核动力广内和防止污 染传播的增加，在空气入口处应使用过滤器

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漏。要保证能够迅速监测到各种泄漏。在容器所在的房间中， 应采用围墙把每个容器包围起来，包围的容积应能容纳该容 器所装的液体量，或者每个房间的墙面都应易于去污，其去 污高度线至少应为在没有采用围墙隔离情况下因容器泄漏 而淹没的高度。 4.9.4设计应保证对树脂进行远程控制的反向流动冲 洗、洗涤、再生和替换

4.10放射性废物的厂内贮存

4.10.1应对核动力厂内产生的放射性废物提供安全的 贮存设施。贮存设施的设计应考虑废物的来源、废物形态（固 态、液态、气态或某种混合形态）、放射性核素的种类、以 及涉及到对废物进行处理的特性。废物的安全贮存在一定程 度上取决于贮存设施相关的设计、建造、运行和维修。对贮 设施的设计应保证在放射性废物接收、操作、贮存和回取 的情况下，对工作人员或公众不会造成过量的照射，对环境 不会造成不可接受的影响。 4.10.2放射性废物的贮存设施应包含以下功能： （1）维持对所贮存物质的包容； （2）提供辐射防护功能（通过屏蔽和污染控制的方式） （3）提供必要的通风; （4）废物可回取，以便运离）区。 4.10.3贮存设施对废物应具有保护措施，以防止在贮 存期间和回取时由于损坏或性能下降可能给操作带来安全

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4.10.7应在适当的地方为贮存设施设置有效的安全联 锁装置或具体的防范措施，以防止危险性的操作或误操作。 这些联锁装置或防范措施应能防止不应有的转运（例如废物 转运到厂区人员停留区域造成高剂量率）。 4.10.8在废物包装容器会导致高剂量率的地方，或者 放射性气溶胶或气体可能释放到工作场所并引起危险的地 方，应当采用远程操作。 4.10.9远程操作装置的设计应使其便于进行维修和修 理，例如提供具有屏蔽的服务区，使工作人员受到的辐射照 射保持在可合理达到的尽量低的水平。

4.11辐照过燃料的在堆贮存

福照过燃料贮存设施应包含以下功能： （1）维持次临界状态； （2）排除自身的衰变余热; （3）满足4.10节的要求。

5运行期间公众的辐射防护

5.1.1为保护公众免受核动力一运行造成的辐射影响， 核动力厂营运单位应当保证流出物中的放射性物质和核动 力厂的直接辐射对公众造成的个人剂量不超过规定的限值 并符合最优化原则。应当考虑液体、工艺废气和通风空气。 对放射性流出物排放实施监管的一般原则是促使采用排放

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最小化的最佳可行方法，对最为重要的放射性核素规定相应 的排放控制值是实施排放监管的主要手段之一。 5.1.2核动力厂流出物的排放限值在其他有关规定和 标准中描述，本导则不再重复

5.3废液废气处理系统

5.3.1应当监测和控制液态和气态流出物的流量和放 射性浓度，以确保不超过管理排放限值。应基于最佳可行的 方法设置液体和气体处理设施。 5. 3. 2 废液处理系统

核动力厂辐射防护设计

5.3.2.1需要进行处理的放射性废液的主要来源包括 由于运行原因而排放的一回路冷却剂、收集放射性液体系统 泄漏水的地面疏水、核动力厂和燃料元件容器去污水、过滤 器和离子交换器反洗水、二回路冷却剂泄漏、洗衣水和更衣 室淋浴水、以及化学实验室用水等。本导则主要针对水溶性 的被污染水。当存在大量非水溶性的液体废物时，应考虑采 用单独的废物处理系统进行处理。 5.3.2.2经过验证的处理放射性废液方法有机械过滤、 离子交换、离心分离、蒸发和化学沉淀等。为了使运行人员 有充分的灵活性应对不同来源和含有异常成分的液体，以及 对初级处理后没有达到排放要求的低放射性水平的水进行 再处理，应将液体废物处理系统中的不同处理工艺进行连接 使用。对于压水堆的非气态一回路冷却剂，尽管同样的再循 环是良好实践，但为了控制核动力厂中气载氙的水平，可能 需要排放一回路冷却剂。压水堆运行时，二回路（汽轮机） 中可能出现的放射性是由于在蒸汽发生器中一回路向二回 路泄漏引起的，在这种情况下，可能需要对二回路水进行处 理，以减少水在排放前的放射性。 5.3.2.3应当采取措施降低不能返回核动力的水的 放射性水平，以满足所设定的剂量设计自标和排放限值。必 要时，可以让这些水多次通过液体废物处理系统，以降低其 中的放射性核素含量。 5.3.2.4应当考虑液体废物管理系统所产生的固体废

核动力厂辐射防护设计

物的数量。应精心设计放射性水回路以防止泄漏，并使核动 力厂需要去污的可能性减至最小，从而尽可能减少需要处理 的液体量。应采用适合于水中污染物的类型和浓度水平的处 理方式，以达到所要求的净化指标，使厂区人员的剂量和固 体废物的产生量最小化。应当将不同来源的废物分类为不同 的废物流。每种废物流应包含所有在化学特征和颗粒物方面 具有相似特征的废物，以便对每一种废物流都能进行最适当 的处理。在设计中还应考虑所产生的固体废物的预期贮存和 最终处置的验收准则，这可能会限制除盐器中有机材料的使 用。 5.3.2.5水冷反应堆核动力厂放射性液态流出物向环 境排放应采用槽式排放，排放的放射性总量应符合《核动力 厂环境辐射防护规定》（GB6249）中有关放射性液态流出物 年排放总量限值的相关规定。 5.3.3废气处理系统 5.3.3.1应当采用最佳的可行方法减少放射性核素向 大气的排放，放射性核素向大气的排放应遵守适用的管理限 值，包括剂量约束和最优化要求。为了满足这些要求，应当 设置气体废物管理系统。 5.3.3.2气体废物管理系统的设计应做到收集核动力厂 产生的所有放射性气体并在排放到环境之前对其进行必要 的处理。以惰性气体为例，当可能包含短寿命放射性核素（如 3Xe）时，应延迟该放射性气体的排放。通常使用延迟箱

核动力厂辐射防护设计

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集），可能需要引入附加的设计措施，以便在向环境释放前 减少从辐射防护控制区排出的气态流出物中放射性物质的 含量。

5.4.1应当确保用于运行状态下保护）区工作人员和 事故工况下保护公众免受直接照射或散射照射的屏蔽措施， 在运行状态下对公众也能提供足够的防护。应对辐射的“天 空反散射”进行必要的考虑，尤其是对于具有轻型结构屋顶 的建筑物。必要时，应设置适当的隔离围栏，以限制公众接 近厂区。

6.1.1剂量率计算的第一步是估计源强及其分布DB11 554.6-2010 公共生活取水定额 写字楼，这可 能涉及活化腐蚀产物或裂变产物进入反应堆冷却剂（液体或 者气体）后的输运、沉积和重新分布的计算。第二步是计算 人源点向剂量计算点的辐射输运在剂量点所产生的注量率 （通量），以及利用粒子注量率乘以适当的转换因子计算辐 射剂量率。

6.2.1附件1详细描述了正常运行和退役期间反应堆 系统的辐射源以及它们的产生途径。 6.2.2附件I描述的辐射源可以分为5类，它们以不同

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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，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SZDBZ 300.4-2018 数字化城市管理 第4部分：处置和结案规范，应当考虑： （1）腐蚀产物; (2) 裂变产物;