进行屏蔽设计首先要确定辐射源的类型和活度，确定观察点的辐射水平和屏蔽体的形状，然后选择适当的屏蔽材料和计算公式来计算屏蔽体的厚度。

核电厂的辐射源主要是反应堆，其次还有一次冷却剂，乏燃料元件和放射性废物。反应堆在运行时将产生γ射线和中子。γ射线主要是核裂变时放出的瞬发γ射线和裂变产物衰变时放出的γ射线，此外还有热中子俘获γ射线和快中子非弹性散射产生的γ射线，核反应产物的γ射线，活化产物的γ射线，湮没辐射和韧致辐射等。中子主要是裂变中子，此外还有缓发中子，活化产物的中子和光激中子等。一座发电能力为1000 MW的反应堆，在运行时其γ射线发射率接近3.5×10MeV/s， 中子发射率约为2.5×10n/s。停堆之后，基本上没有中子，但裂变产物和活化产物的γ射线仍可达1021MeV/s。一次冷却剂的主要辐射是裂变产物和活化产物的γ射线， 其放射性浓度可达4×107Bq/L。典型的乏燃料水池内可存放约13/3堆芯装载量的乏燃料，但因已衰变多日，其最大活度大约相当于堆芯的5%。

屏蔽标准

确定观察点的辐射水平 确定各个观察点的辐射水平与屏蔽的目的有关。为了工作人员的健康，应根据工作人员接近辐射源的频率和时间， 确定不同的辐射水平，分区进行屏蔽(见核电厂辐射分区)。为了防止设备的辐照损伤， 防止材料的活化和保持屏蔽体的稳定性，应根据材料的特性和使用要求确定其辐射水平。中国核工业标准规定： ①堆本体各部件所受辐照应低于规定限值; ②普通硅酸盐混凝土屏蔽体内表面中子注量率应小于等于5×10n/ (cm·s)，γ射线能(量) 注量率应小于等于4×10MeV/ (cm·s); ③对于停堆后工作人员进行工作的场所， 在堆运行时热中子注量率应小于等于1×10n/ (cm·s)。

屏蔽材料选择

核电厂的屏蔽体应具有以下特性：①密度大，可以有效地吸收一次γ和二次γ射线，同时还可以通过非弹性散射把快中子慢化下来; ②含有足够多的氢， 可以有效地把非弹性散射阈值以下的中子慢化为热中子;③要有足够的机械强度、机械稳定性、热稳定性和化学稳定性;④价格低廉，容易加工和建造。只有混合使用几种材料才能满足这些要求。在核电厂中常用的屏蔽材料为钢、水、混凝土(包括含有结晶水或硼的重金属骨料的混凝土)，局部地方也选用铅或含硼塑料等。

屏蔽计算

计算γ射线在屏蔽体内的减弱通常使用点核技术和积累因子。对于含氢材料的屏蔽体， 常用分出一扩散法计算快中子的减弱和热中子在屏蔽体内的分布。试验表明，当屏蔽体内有足够的氢 (约6 g/cm的氢， 或者约50cmH₂O的水)时，裂变中子在其中的减弱近似遵守指数规律。这可以认为经散射而降低能量并改变方向的中子从快中子束中“分出”去了，所以这种减弱截面被称为分出截面。被分出的中子将进入扩散过程，可按扩散理论来计算中能中子和热中子在屏蔽体中的分布，这对于屏蔽体内二次γ射线分布的计算是必不可少的。必须注意，在屏蔽体内含氢量不足时，中能中子剂量往往成为中子剂量的主要贡献者。

计算机技术的发展使人们可以用数值方法来求解中子或γ光子在屏蔽体中的输运问题。这里有两种途径，一种是宏观的，即求解玻尔兹曼方程，所用的方法有矩方法、球谐函数法、离散纵标法等。另一种是微观的，即蒙特卡罗法，它描述个别粒子通过屏蔽体直到它被吸收或穿透出去的过程，只要采样的数量足够大，就可以准确地描述中子或γ光子在屏蔽体内的输运过程。这些计算方法都已成熟地用于工程设计中。

分类屏蔽核电厂内

反应堆厂房的屏蔽一般采用两级屏蔽的方案，即堆本体的屏蔽(一次屏蔽)和一次冷却剂系统的屏蔽(二次屏蔽)。因为在反应堆周围布置的是一次冷却剂系统的管道和设备， 当堆运行时，它们本身也是较强的辐射源，也是不可接近的。所以堆本体的屏蔽主要是防止这些设备和二回路冷却剂的活化并保证在停堆后屏蔽体外来自反应堆的辐射的水平低于来自这些设备本身的辐射的水平。而一次冷却剂系统的屏蔽则为保护工作人员的健康，降低反应堆厂房周围环境的γ辐射水平。一次和二次屏蔽的概况见图。

堆本体

堆本体的屏蔽(一次屏蔽)是由压力容器内的多重钢、水屏蔽和周围厚约2m的环形混凝土墙构成的。几层钢、水屏蔽分别是堆芯隔板、堆芯筒体、热屏蔽、压力容器及其中间的水层构成的。这些屏蔽除了具有安全防护的目的外， 还有一些工程上的考虑，如热屏蔽可用来保护压力容器的机械性能，不会因过量的中子照射而变坏; 降低混凝土中的发热以及防止一次屏蔽外设备的活化等。

反应堆冷却剂系统

反应堆冷却剂系统的屏蔽(二次屏蔽)包括反应堆冷却剂系统四周的环形吊车承重墙及其上面的水泥操作地板。也有把安全壳的混凝土结构也算做二次屏蔽的。反应堆冷却剂内的主要辐射源是N。二次屏蔽的目的就是把辐射减弱到安全水平， 使工作人员在反应堆满功率运行时能够短时间进入安全壳，进行必要的检查、维护工作。二次屏蔽还有这样的作用，即在反应堆满功率运行时，人们可以在安全壳外正常地进行工作，并当堆芯熔化，大量放射性物质进入安全壳时保护工作人员和周围居民免受过量的照射。

在核电厂中，辐射屏蔽的主要对象是γ射线(γ光子)和中子。γ光子在通过屏蔽体时主要通过光电效应、康普顿散射和电子对形成等过程把能量传递给屏蔽体而被减弱或吸收。光电效应是光子把全部能量传给轨道电子，使电子脱离所在壳层，从原子中释放出来，这对低能γ光子(能量小于几百keV的γ光子)的吸收起主要作用。康普顿散射是光子与自由电子碰撞，把部分能量传给电子，同时改变自己的方向和能量，对降低中能γ光子(能量在几百keV和几MeV之间)的能量起主要作用。电子对形成是γ光子与核的电场发生作用，γ光子完全湮没，其能量转换成一对正负电子的质量和动能以及反冲核的动能，对高能γ光子(能量大于几MeV)的吸收起主要作用。

快中子进入屏蔽体，多数情况是通过弹性散射和非弹性散射将其能量传递给屏蔽物质，变成热中子或超热中子，然后通过辐射俘获等过程被物质吸收。弹性散射是中子和屏蔽物质的原子核发生弹性碰撞，把一部分(极个别情况下是全部)能量传给反冲核，同时改变自己的能量和运动方向。反冲核的质量越小，一次碰撞平均传给它的能量越多。对能量为2 MeV的快中子和氢核碰撞，平均碰撞18次就可以慢化成热中子;而2 MeV的快中子与铅核碰撞则大约需要2000次才能慢化成热中子。非弹性散射与弹性散射不同之点在于反冲核除得到动能外，其本身还处于激发态，并通过放出γ射线而回到稳态。非弹性散射发生的概率随中子能量和屏蔽物质原子序数的增加而增加。一次非弹性散射可以把相当多的能量传给反冲核，所以非弹性散射是快中子(能量大于1 MeV)减速的主要过程。辐射俘获[(n，γ)反应]是中子被屏蔽物质吸收的最后一个过程。大多数核素都易与热中子发生(n，γ)反应，少数核素还易与超热中子发生共振吸收反应。

与辐射源屏蔽相关的辐射包括：（a）辐射源有用线束。（b）穿过辐射源组装壳体的泄漏辐射，它是非有用线束。(c)散射辐射，即受到有用线束和泄漏辐射直接照射的对象、患者、装置部件以及建筑物壁的散射辐射。（d）天空散射辐射，即穿过屏蔽室顶的辐射（主要是有用线束和泄漏辐射）与屏蔽室顶上方空气作用，散射至屏蔽室外围环境区的辐射。(e)侧散射辐射，即辐射源射入屏蔽室顶的辐射与屋顶屏蔽室外一定距离处人员驻留建筑物重高于屋顶的楼层。(f)在辐射能量较高时（如质子治疗），有用线束和泄漏辐射直接照射到物质上发生核反应所产生的中子及相关的 致辐射，它是伴生的次级辐射。2100433B

吕焕文、肖锋等。 2100433B

中国核动力研究设计院。

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备案号：0075-1994。 2100433B