外照射及其防護第一頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.概述第二頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.1外照射的概念外照射——

輻射源在人體外對人體形成的照射第三頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源核電廠的反應堆是一個巨大的放射源，在核燃料裂變時會產生中子和γ輻射，裂變反應產生的裂變產物和活化反應產生的活化產物衰變時也會產生、和γ輻射。一個運行中的1000MW的反應堆含有約2×108TBq（～5000MCi）的放射性物質。第四頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源γ外照射的來源γ外照射是核電廠主要的輻射照射方式。由于核電站反應堆堆芯內進行的裂變反應和活化反應使得核島廠房的某些系統、設備和廢物帶有放射性，成為γ外照射的輻射源。第五頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源U裂變時產生的γ射線。U在裂變過程中瞬時放出的γ射線，總能量約為8MeV，除低能γ光子外，主要是能量為2—3MeV的γ光子，是反應堆屏蔽中需考慮的重要一次γ源。注意：只有堆運行時，才有裂變直接產生的γ射線。第六頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源裂變產物衰變放出的γ射線。每個鈾核裂變后分裂成兩個碎片，這些碎片實際是中等質量核，共有裂變產物300多種，這些裂變產物多數都是不穩定的，還要進行幾次衰變才能變成穩定核。在衰變時會放出γ射線。這些γ射線的的總能量約7MeV，主要是能量為1MeV的γ光子。它們對正常運行的反應堆屏蔽來說是不重要的。但當燃料元件的包殼發生破損時，裂變產物就會泄漏到冷卻劑或周圍空氣中，從而影響設備間的屏蔽防護或運行維修操作。甚至會使周圍大氣受到放射性污染。注意：只有堆運行時才會產生裂變產物，但無論堆運行或堆停閉時都有裂變產物衰變放出的γ射線。第七頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源活化產物衰變時會放出的γ射線反應堆在運行期間，堆內的結構材料、冷卻劑本身以及冷卻劑中攜帶的雜質和腐蝕產物由于受中子輻照，某些穩定核素的原子會變成放射性核素的原子，這些放射性核素通常被稱為活化產物。活化產物主要包括冷卻劑活化產物和活化腐蝕產物。注意：只有堆運行時才會產生活化產物，但無論堆運行或堆停閉時都有活化產物衰變放出的γ射線。第八頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源中子外照射的來源核燃料U一次裂變大約平均放出2.5個快中子。對于一個900MW的壓水堆，其瞬發裂變中子的強度約為2.0×1020中子/秒。裂變中子是核電廠主要的中子來源，它有兩個特點：一是裂變中子只產生于堆運行時；二是裂變中子的產生只限于反應堆堆芯內。從堆芯泄漏出來的裂變中子，通過生物屏蔽層已受到不同程度的減速，所以反應堆廠房內各種能量的中子都會有。第九頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源核電廠外照射來源小結：在堆運行時外照射來源主要是裂變中子、裂變射線、裂變產物衰變產生的射線和活化產物衰變產生的射線。而堆停運時，裂變中子和裂變射線就不再產生了，只有裂變產物衰變產生的射線和活化產物衰變產生的射線。第十頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源第十一頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.2核電廠外照射的來源從根本上講，核電站的放射性來源于裂變和活化。裂變產物雖然是最大的來源，但它被包容在第一道屏障內，對工作人員的照射是有限的，僅占員工年集體劑量的10%左右。而活化產物會從一回路系統轉移到其它的相關系統中去，它的大部分被化容控制系統（RCV）和廢液處理系統（TEU）去除，其小部分仍將沉積或吸附在一些系統和設備的內表面，或者排入環境。活化產物對員工的照射劑量約占年集體劑量的90%左右。第十二頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1.3外照射作用的特點外照射是指電離輻射源存在于機體之外，由其所發生的射線從外部對機體產生的照射的一種方式。受照射累積劑量與放射源的活度和照射時間成正比，外照射劑量的大小與工作環境劑量率和受照時間成正比，即：劑量=劑量率時間與照射距離平方成反比，當接近放射源時就會受到照射，離開放射源時就不受照射或減少照射，用屏蔽物阻擋能避免或減少照射。外照射的防護主要是防止穿透能力大的、、射線及中子等。第十三頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.外照射的監測外照射的監測主要有兩個方面：一是現場環境劑量率的監測；二是外照射個人劑量的監測。第十四頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.1工作現場環境劑量率監測在核電站的生產活動中，控制區內的工作人員可能受到不同程度的輻射照射，工作現場劑量率監測的目的之一在于查明工作現場的輻射水平，以便必要時采取適當的防護措施，使工作現場達到并維持輻射安全的工作條件。第十五頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.1工作現場環境劑量率監測γ劑量率的監測在大亞灣核電站有多種測量γ劑量率的儀表，最常用的測量γ劑量率的儀表是TOTAL860，本課程要求進入控制區的工作人員都會使用TOTAL860。根據工作需要，工作人員可以從輻射防護現場值班室（L215）借用這種儀表。第十六頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.1工作現場環境劑量率監測圖6.1TOTAL860的外形（正面）第十七頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.1工作現場環境劑量率監測TOTAL860是一種操作十分簡便的儀表，使用時要注意下列事項：TOTAL860只有一個按鍵，按一下就開機，再按一下就關機。如果忘記關機，開機后5分鐘就自動關機。如工作時儀表電池電壓不足時，顯示屏上電池符號將閃爍，此時必須更新電池后才能測出正確的數據。第十八頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.1工作現場環境劑量率監測一定要看清楚測量時顯示的單位。TOTAL860的測量范圍是1Sv/h~999.9mSv/h。因為TOTAL860表內有兩個計數管，一個量程低，單位為Sv/h；一個量程高，單位為mSv/h兩個計數管將根據環境輻射水平的大小自動切換。輻射水平低時，低量程計數管工作，顯示1~999Sv/h；輻射水平高時，高量程計數管工作，顯示1.0~999.9mSv/h。測量單位看錯將造成1000倍的誤差。第十九頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.1工作現場環境劑量率監測中子劑量率的監測除大量的γ劑量率儀TOTAL860供工作人員借用外，輻射防護現場值班室還配備有兩臺中子劑量率監測儀，供輻射防護工作人員在帶功率條件下進入反應堆廠房時，進行現場中子劑量率的監測。第二十頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.2個人外照射劑量的監測大亞灣核電站對個人外照射劑量的監測主要使用兩種個人劑量計，一是直讀式電子個人劑量計DM91；另一是熱釋光個人劑量計TLD。個人劑量計由輻射防護科劑量計收發室（位于控制區出入口）統一保管，工作人員進入控制區時領用，離開控制區時交還。第二十一頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.2個人外照射劑量的監測DM91的功能和使用DM91是控制區進出監測系統（KZC）的基本部件，它用于人員進出控制區一次所受γ射線外照射劑量的測量和記錄。第二十二頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.2個人外照射劑量的監測圖6.2DM91的外形第二十三頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.2個人外照射劑量的監測使用DM91時,要注意下列事項：DM91有兩種狀態：在控制區外是備用狀態，顯示“PAUSE”；在控制區內是工作狀態，初始顯示“0.00mSv”。兩種狀態的轉變和劑量信息的傳輸都是通過控制區出入口的劑量計讀數器來進行的。DM91設有聲光報警信號，當劑量當量每累積1μSv時，則聲光報警一次，因此，根據聲光報警的頻率可大致估算出工作現場的環境劑量率。如大約3秒鐘聲光報警一次，則第二十四頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.2個人外照射劑量的監測環境γ劑量率約為：１Sv/3秒＝1200Sv/小時＝1.2mSv/hDM91應按規定佩戴在連體服左胸的口袋里，卡子鉤在帶上，并扣上鈕扣，以免滑落。使用DM91的工作人員受照劑量的調查水平為1mSv（一天），干預水平為2mSv（一天）。如果將在電磁干擾較強的場所工作，應主動申明領用加強型的DM91，以避免電磁波對劑量數據的影響。第二十五頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.2個人外照射劑量的監測TLD的功能和使用TLD是給輻射工作人員配備的月度劑量計，它用于人員在控制區內工作一個月所受的γ射線外照射劑量的測量和記錄。使用TLD時,要注意下列事項：TLD每月更換一次，由輻射防護科劑量計收發室統一保管，集中存放，在存放處同時放置一定數量的TLD劑量計，作為記錄本底之用。第二十六頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二2.2個人外照射劑量的監測TLD亦應佩戴在工作人員的左胸，與DM91同一位置。TLD有姓名的一面為正面，佩戴時應正面向外。TLD由輻射防護科每月定期測讀，測讀結果將記入工作人員的個人劑量檔案。使用TLD的工作人員受照劑量的調查水平為4mSv（一月），干預水平為7mSv（一月）。如果是在有中子照射的場所（如帶功率時的反應堆廠房）工作，工作人員應佩戴特種TLD劑量計，這種劑量計既可測量γ外照射劑量又可測量中子外照射劑量。第二十七頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３外照射防護第二十八頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二外照射的防護就是采用一定的方法減小人員可能受到的外照射劑量。根據公式：劑量＝劑量率×時間想辦法減小工作場所劑量率和（或）減少受照時間都能有效地減小外照射劑量。根據外照射作用的特點，人們在實踐中研究出一套降低外照射劑量的科學方法，防護方法有時間防護法、距離防護法、屏蔽防護法和源項控制法。第二十九頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二時間防護法——盡量減少輻射源對人體的照射時間，以減少受照劑量。在工作場所劑量率不變的條件下，受照劑量與受照時間成正比，因此想方設法減少工作時間是減少受照劑量的有效方法。一般說來，可以從下述幾個方面來減少受照時間：1）時間防護（timeprotection)第三十頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1）時間防護做好準備工作做好一切可能做到的準備工作，進入工作現場后就能立即開展工作，順利地完成任務，避免在放射性控制區內無謂的等待和滯留。準備主要應包括工作文件（規程、圖紙、工作票等）的準備，工具、器材的準備和防護用品的準備。另外，還應安排專人進行工作現場的準備，保證現場照明、通風和隔離等滿足安全的要求。第三十一頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1）時間防護劑量分擔必要時，可采用“劑量分擔”的方式。“劑量分擔”就是對于某些集體受照劑量可能較高的操作（如蒸發器檢修等）可以采用多人（組）輪換操作的方式，這樣每人（組）工作的時間就少一些，相應受照劑量就少一些。第三十二頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二1）時間防護加強培訓和操練就工作人員個人而言，應提高技巧，熟練操作，縮短工作時間。對于難度較大的操作，應事先組織培訓，進行模擬練習，達到熟練自如的程度。熟能生巧，事半功倍，花費時間自然就少。第三十三頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二距離防護法——盡量增加人體與輻射源之間的距離，以減小人體受照的劑量。２）距離防護（distanceprotection)

第三十四頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護點狀源的輻射場研究一個點狀源，它向各個方向均勻地發出輻射。對于點源來說，某點的劑量率與該點到源的距離的平方成反比。平方反比規律可以寫成：H’∝1/R2式中，Ｈ’為點源外某點的劑量率；Ｒ為該點到源的距離。第三十五頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護點狀源在周圍空間所產生的劑量率與距離平方成反比，當距離增大一倍時，照射量可減少至原來的1/4。因此，在不影響工作的前提下，應盡可能遠離輻射源。在實際工作中常采用長柄工具，機械手等。第三十六頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護對于點源外不同的兩點，平方反比規律也可寫成：H1’/H2’=R22/R12或H1’?R12=H2’

?R22

式中，H1’、H2’分別為點１、點２處的劑量率；R12、R22分別為點１、點２處到源距離的平方。根據上述公式，已知4個量中的3個量，則可求出另1個量。第三十七頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護例題１：距離一個γ點源3米處的劑量率為100Sv/h，問距源１米處的劑量率有多大？解：按公式H1’

?

R12=H2’

?

R22因為100×32=H2’×12所以H2’

=100×32=900(Sv/h)答：距源１米處的劑量率為900Sv/h。第三十八頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護例題2：Ａ點距γ點源1.5米，劑量率為200Sv/h，如Ｂ點處劑量率為50Sv/h，問Ｂ點距該點源多遠？解：按公式HA’

?RA2=HB’

?RB2因為200×1.52=50×RB2RB2=(200×1.52)÷50=4×1.52=（2×1.5）2所以RB=2×1.5=3（米）答：B點距該γ點源3米遠。第三十九頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護簡言之，對于一個特定的點源，某點距源的距離是另一點距源的距離的n倍，則該點的劑量率是另一點劑量率的1/n2。第四十頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護非點狀源的輻射場需要注意的是，平方反比規律僅僅適用于點狀源，而在實際的工作場所，幾乎所有的輻射源都不是點源，因此不能完全照搬這一規律。對于非點狀源，當離源的距離為源的線度10倍以上時，可以將這輻射源近似地當成點源來對待。總之，從距離防護的觀點出發，無論什么形狀的輻射源，通常離源遠一點，劑量率就會小一些。第四十一頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護距離防護的應用在實際的生產活動中，可以利用長柄工具、機械手或遠距離控制裝置等以盡量增加人與輻射源之間的距離；或操作時應選擇合適的工作位置，盡量遠離“熱點”等，以減小工作處的劑量率，從而減少受照劑量。第四十二頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二２）距離防護圖6.3應用距離防護的一個例子第四十三頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二射線穿過物質，與物質相互作用，射線將被減弱或吸收。在時間、距離防護不能使劑量降低到劑量限值的要求，為此，必須在人體與放射源之間設置屏蔽物，以減少受照劑量。根據需要屏蔽物可設置為固定屏蔽物和活動屏蔽物３）屏蔽防護（shieldingprotection)第四十四頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護屏蔽防護法，就是在人與輻射源之間設置屏蔽物以減小人員處的劑量率，從而減少人體受照劑量。第四十五頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二射線的屏蔽防護

射線與物質相互作用可產生電離、激發、軔致輻射和散射。當射線能量較高時，屏蔽物的有效原子序數較大時，軔致輻射的產生幾率增大。因此，在屏蔽射線時，必須首先選用低原子序數的物質，如有機玻璃、塑料和鋁等，以減少軔致輻射。外層再加較高原子序數的物質。３）屏蔽防護第四十六頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護β射線比α射線具有更大的穿透能力。同γ射線和中子相比，β射線或電子的穿透能力很差，屏蔽β射線很容易，只要屏蔽材料厚度大于β射線的最大射程就能阻擋全部β射線。通常只要幾mm厚的鋁板就足以屏蔽β射線。核裂變“碎片”絕大部分放出β射線。β射線的外照射防護比較簡單，然而卻不能忽視。它容易被組織表皮吸收，引起組織表皮的輻射損傷。射線的屏蔽防護第四十七頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護前面所討論的外照射防護的一般方法同樣適用于對β射線的防護。對β射線的屏蔽，一要屏蔽β射線本身，二要考慮對β射線產生的軔致輻射的屏蔽；軔致輻射的強度與β射線的能量、屏蔽材料的有效原子序數成正比。所以，屏蔽β射線時應采用諸如塑料、有機玻璃等各種低原子序數的材料。防護β射線時必須考慮兩層屏蔽：第一層用低原子序數的材料做成，以減少屏蔽軔致輻射的產生；第二層用高原子序數的材料做成，用于屏蔽軔致輻射。射線的屏蔽防護——β射線防護時必須考慮兩層屏蔽第四十八頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二

Ｘ、射線的屏蔽防護

由于其穿透能力強，可選用原子序數較高、密度較大的物質，如鉛、鐵、鋼等；作為建筑材料可選用水泥、磚、砂石等并應有足夠厚度。３）屏蔽防護第四十九頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護實際用于γ射線的屏蔽材料主要有鉛、鐵、混凝土。屏蔽γ射線的半值厚度?1/2表示窄束γ射線經過這個厚度材料的屏蔽，其照射量率降低為沒有屏蔽時一半，與線吸收系數的關系式中，?1/2為半值厚度。根據屏蔽材料的不同性質各用于不同場合。混凝土往往用來做固定屏蔽體，既起屏蔽作用又同時作為建筑，例如輻照設備的屏蔽墻。γ射線的防護第五十頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護為了提高它的屏蔽性能，必要時可用鑄鐵塊或鐵礦石作骨料。鉛為γ射線的屏蔽效果最好，但結構性能差，容易形變，而且價格較高，適宜于做活動屏蔽體。對強γ輻照源貯存井，往往利用水作為屏蔽材料。γ射線的防護第五十一頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護屏蔽物的半厚度所需用屏蔽物的厚度，應根據不同情況，如輻射類型、輻射強度、防護水平等通過計算確定。在實際的防護中，有經驗的工作人員可以憑半厚度的經驗數據確定γ射線屏蔽材料的厚度。半厚度——指某種屏蔽材料將入射的γ射線強度減弱一半的厚度。半厚度與γ射線能量有關。半厚度亦被稱為半減弱層。簡言之，γ射線經過ｎ個半厚度的屏蔽層后，其強度將減弱到原來強度的1/2n。第五十二頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護第五十三頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護例題１：欲使60Co點源外某點的劑量率由800Sv/h減弱至100Sv/，問需多厚的鉛屏蔽層（鉛對Co60的半厚度為13mm）？解：因為γ射線需減弱800÷100＝8＝23(倍）所以鉛層需３個半厚度，厚度為13×3＝39(mm)答：需39mm厚的鉛層，可將該點的劑量率從800Sv/h降至100Sv/h。第五十四頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護例題2：一點狀γ源外4米處劑量率為200Sv/h，欲使1米處工作人員半小時所受劑量不超過100Sv，問須設至少多厚的鉛屏蔽層（鉛的半厚度為13mm）？解：１米處的劑量率為：200×（4÷1）2＝3200（Sv/h）屏蔽后,如要滿足條件，則１米處的劑量率應為：100Sv÷0.5h＝200Sv/h因為屏蔽后劑量率的減弱倍數為：3200÷200＝16＝24所以鉛屏蔽層厚度至少為4個半厚度：13×4＝52(mm)答：所設鉛屏蔽至少應厚52mm。第五十五頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二中子輻射的屏蔽防護

中子與物質相互作用分兩階段，第一段是快中子穿過物質時減速；第二段是已減速的低能中子被物質吸收。因此，用含氫多的物質（水、石蠟等）將中子慢化；然后用吸收截面大的物質將其吸收，最合適的物質是鋰和硼。常將硼和石蠟均勻混合作為中子屏蔽材料。３）屏蔽防護第五十六頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護第五十七頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護屏蔽物的形式根據不同的防護要求，射線屏蔽物可分為固定式和移動式兩種：固定式屏蔽物，如墻壁、樓板、防護門、迷宮、充水的容器（管道、水箱等）和鉛玻璃觀察窗等。移動式屏蔽物，如各種包裝容器（鉛罐、水泥桶等）、鉛磚、鉛背心、鉛圍裙和鉛玻璃防護眼鏡等。第五十八頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二第五十九頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護第六十頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護核電廠的輻射屏蔽：在核電廠中，按照放射性的來源和所處的部位可以設置不同的屏蔽。核電廠的屏蔽系統一般可分為四類：為減弱堆芯輻射而設置的屏蔽稱為一次屏蔽；為防止冷卻劑本身所含核素的活化產物的衰變γ射線，在主回路設備周圍設置的屏蔽稱為二次屏蔽；在三廢處理等輔助系統設備間所設置的屏蔽稱輔助系統屏蔽；為核燃料元件裝卸、運輸、貯存所設置的屏蔽稱工藝運輸屏蔽。第六十一頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護一次屏蔽：一次屏蔽有圍板、反射層、吊藍、熱屏蔽或中子屏蔽墊(目前設計已趨向于取消）、壓力容器及壓力容器周圍的生物屏蔽等組成。作用：減弱來自堆芯的輻射，使一次屏蔽的外表面劑量水平與一回路中放射出來的γ射線劑量水平相當；在核電廠的整個壽期內，限制中子隊一回路主設備的活化；降低堆芯中裂變產物的衰變γ輻射強度，以使停堆后可對一回路設備進行檢修。第六十二頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護在核電廠中，壓力容器以外的生物屏蔽材料一般采用混凝土，屏蔽層的厚度必需通過中子屏蔽和γ射線屏蔽的設計計算確定。由于混凝土導熱性能差，為防止因輻射發熱而引起過量的溫升和熱應力，使混凝土屏蔽層脫水或產生裂縫，有時還必須在屏蔽層內設置專門的冷卻系統。第六十三頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護二次屏蔽（生物屏蔽層）二次屏蔽是普通鋼筋混凝土結構。包圍著一回路系統的蒸汽發生器、主泵、穩壓器等設備。作用：防護來自主冷卻劑的輻射，并作為一次屏蔽的補充，繼續減弱從一次屏蔽中泄漏出來的中子和γ輻射。第六十四頁，共七十一頁，編輯于2023年，星期二３）屏蔽防護對壓水堆核電廠，主冷卻劑中的輻射源主要由16N、裂變產物、腐蝕產物三部分組成。其中