内容简介

本书是苏联大学教科书《电离辐射防护》的第二卷。它详细地阐述了核电站及核燃料循环各个环节、

加速器、辐照装置、宇宙飞船以及其它核技术应用领域里所涉及的辐射防护和辐射安全问题。

此书可供高等院校有关专业的师生参考，对从事核技术和放射性同位素应用的各个领域里的科研、生

产和设计工作者及其他有关人员也有实用参考价值。

目录

序言

第Ⅲ部分 核技术装置辐射屏蔽

第十四章 核技术装置屏蔽设计的基本原则

§14.1 辐射水平的标准定额

§14.2 屏蔽设计的基本要素

第十五章 核反应堆活性区的屏蔽

§15.1 核反应堆的基本类型

§15.2 反应堆辐射屏蔽设计原则和阶段

§15.3 反应堆活性区辐射源

§15.4 反应堆活性区内中子和Υ光子源的分布

§15.5 活性区辐射减弱计算

§15.6 反应堆容器屏蔽

§15.7 不同类型核电站反应堆的屏蔽特点

第十六章 屏蔽的热计算

§16.1 屏蔽内的辐射释能

§16.2 屏蔽内温度分布计算

第十七章 载热剂系统的屏蔽

§17.1 关于载热剂的一般知识

§17.2 载热剂的固有放射性

§17.3 腐蚀产物放射性

§17.4 载热剂裂变产物放射性计算

§17.5 载热剂Υ辐射屏蔽

第十八章 辐射在屏蔽内的不均匀性穿透

§18.1 不均匀性分类

§18.2 辐射通量密度分量分解法

§18.3 不均匀性屏蔽的辐射场计算方法

§18.4 直孔道

§18.5 弯曲孔道

§18.6 梯级孔道

§18.7 复杂的不均匀性

第十九章 中、低放射性水平生产中的辐射安全

§19.1 关于核燃料循环的一般概念

§19.2 镭制备时的防护

§19.3 燃料元件生产中的防护

第二十章 铀矿场的辐射安全

§20.1 辐射危险因素

§20.2 氡射出量的确定

§20.3 空气流量的确定

§20.4 外照辐射水平

第二十一章 核乏燃料处理时的Υ辐射防护

§21.1 概述

§21.2 锕系核素的辐射特征量

§21.3 裂变产物辐射特征量

§21.4 裂变产物混合物Υ辐射防护

第二十二章 粒子加速器屏蔽

§22.1 加速器——致电离辐射源

§22.2 电子加速器

§22.3 质子加速器

第二十三章 宇宙飞行时的辐射防护

§23.1 宇宙中辐射防护特点

§23.2 宇宙空间主要的辐射危险源

§23.3 宇宙飞行的辐射安全准则

§23.4 宇宙飞行辐射屏蔽计算基础

第二十四章 电离辐射源在国民经济中应用时的防护

§24.1 外照辐射屏蔽计算方法

§24.2 辐射探伤时的防护

§24.3 辐射技术装置的屏蔽

§24.4 放射治疗时的屏蔽

第二十五章 屏蔽材料

§25.1 屏蔽材料选择标准

§25.2 固定装置的屏蔽材料

§25.3 运输装置的屏蔽材料

第Ⅳ部分 居民辐射安全和环境保护

第二十六章 核燃料循环工矿企业选址安全要求

§26.1 核燃料循环工矿企业——放射性物质对外环境的污染源

§26.2 核电站正常运行下辐射量标准定额

§26.3 核电站事故情况下辐射量标准定额

第二十七章 气体排放剂量计算方法

§27.1 一般原则 术语

§27.2 气体排放剂量计算的气象学问题

§27.3 放射性气体云引起的外照剂量

§27.4 放射性核素在土壤沉积引起的外照剂量

§27.5 吸入放射性气体和气溶胶引起的内照射剂量

§27.6 地面食物链引起的内照剂量

§27.7 外环境的导出放射性特征量

§27.8 放射性排放引起的群体剂量

参考文献

第十五章 核反应堆活性区的屏蔽

§15.1 核反应堆的基本类型

核反应堆可按物理和结构上的不同特征、按核燃料的成分和布置、按中子慢化剂和载热

剂的类型、按用途等等加以分类。

根据主要引起燃料核裂变的中子能量，将反应堆分为快中子反应堆、中能中子反应堆和

热中子反应堆。反应堆的类型取决于其活性区内慢化剂、燃料及其它材料的数量关系，它们

的几何布置和反应堆的大小。在热中子反应堆内对裂变起主要作用的中子能量通常不大于0.2

eV。在中能中子反应堆内，引起裂变的大量中子的能量为0.2eV～100keV。在快中子反应

堆内，引起裂变的中子的平均能量大于100keV。

热中子核反应堆的活性区（A3）包含大量的中子慢化剂。例如，在铀－石墨反应堆内，

碳核的浓度比235U核的浓度大6，000～10，000倍。在中能中子反应堆活性区内含有非常少的

慢化剂，而在快中子反应堆内，一般不存在慢化剂。

就反应堆屏蔽计算而言，对不同类型反应堆的活性区或反射层射出的辐射通量强度进行

比较是有意义的。该强度取决于反应堆的功率、结构和用途。但是可以援引某些平均数字。

例如，在铀－石墨反应堆内，从活性区射出的中子通量密度达到（2～5）×1013n/（cm2.s），

Υ光子能通量密度（2～5）×1013MeV/（cm2·s），慢中子和热中子占中子通量密度的95％。

在水－水反应堆内，中子通量密度通常不超过（1～2）×1013n/（cm2·s），Υ光子能通量

密度约为1014MeV/（cm2·s），而且在中子谱内快中子和中能中子约占50％。在快中子反应

堆内，从增殖区出来的中子通量密度为1014n/（cm2·s），Υ光子能通量密度约为1013MeV/

（cm2·s）。射入屏蔽的中子谱的最大值通常对应于能量为50～100keV的中子。

按核燃料成分可区分为铀反应堆、钚反应堆和钍反应堆。这种燃料可以是固体、液体和

气体。按照燃料在反应堆内的布置方式分为均匀反应堆和非均匀反应堆。均匀反应堆的活性

区对于中子来说是由核燃料和慢化剂组成的均匀混合物。例如，均匀分布在石墨慢化剂里的

小碳化铀颗粒，或以燃料原子为基础的熔盐，或是气体核燃料。在非均匀反应堆内，可裂变

物质以单个元件或组件形式布置在慢化剂中并构成规则几何的栅格。

按中子慢化剂类型分为石墨慢化剂反应堆、水慢化剂反应堆、重水慢化剂反应堆、有机

慢化剂反应堆和氢化物慢化剂反应堆。

为了从活性区导出热量将载热剂唧送经过反应堆。载热剂将热量从反应堆带到蒸汽发生

器或气体加热器，在那里将热量传给水或气体。

按载热剂类型分为水载热剂反应堆、有机载热剂反应堆、液态金属载热剂反应堆、气体

载热剂反应堆和等离子气体载热剂反应堆。

在用水作慢化剂的反应堆内，通常也用水导出热量，即水还起载热剂的作用。这样的反

应堆称为水－水堆。用水作载热剂的反应堆分为压水堆和沸水堆。

按结构特征将反应堆分成容器式、管道式和核燃料循环流经的腔室式（由于等离子密度

之故这样的反应堆活性区几乎是空的，所以称为等离子反应堆）等等。

在反应堆内用铀做燃料时，主要是2355U原子核发生裂变。这种原子核裂变时产生的中子

可以被238U原子核俘获继而形成放射性核素239Pu， 后者也是变裂物质。类似地，当中子被

232Th原子核俘获时形成新的裂变物质233U。

在反应堆工作时重新形成的核燃料原子数与燃耗的核燃料原子数之比称为燃料的转换比

KB。在现代的热中子反应堆内，这个系数总是小于1。对于KB近似为1的反应堆，通常

称为转换堆。在KB大于1的情况下工作的快中子反应堆称为增殖反应堆。

按用途将反应堆分为：1）研究堆；2）人工同位素生产堆；3）生产电能的核电站（AзC）、

生产热能的核供热站（ACT）以及供电供热的核热电站（ATзц）（供热系统用于海水淡

化等）的动力堆；4）用于冶金和化学加工的反应堆；5）作运输发动机——船、飞机、宇航装

置的反应堆；6）用于医疗目的反应堆，等等。

§15.2 反应堆辐射屏蔽设计原则和阶段

反应堆的屏蔽要求。反应堆辐射屏蔽设计由几个相关的阶段组成，包括屏蔽材料选择、

屏蔽布置及其结构设计等几个综合的过程。同时，必须对安全、经济和操作的要求进行综合

考虑。对反应堆屏蔽内的辐射场进行某种程度的详细而精确的分析是所有设计阶段不可缺少

的组成部分。

反应堆屏蔽的设计原则显然取决于反应堆的类型及其用途。例如，对于动力堆和研究性

反应堆，这些原则可能大大不同。因此，为了具体起见，下面将侧重分析动力堆的屏蔽设计，

虽然部分原则对于任何用途的反应堆是一样的。我们试图概括一下反应堆屏蔽应当满足的要

求。必须指出，这些要求并非对于所有情况都是通用而适宜的。设置屏蔽在于有条件地保证：

1）人员可进入的房间的容许辐射强度水平（考虑工作人员在这些房间里必须停留的平均时间

和反应堆功率水平）， 即执行生物屏蔽功能（对人的防护）；2）结构和屏蔽材料的容许辐射损

伤水平，即执行防辐射的屏蔽功能；3）在结构和屏蔽材料中辐射释能、温度和热应力的容许

水平，即执行热屏蔽功能；4）结构材料、设备和载热剂受中子照射引起的容许活化水平，即

执行防活化的屏蔽功能；5）当活化部件从反应堆卸出时，按现有的辐射安全标准达到可接受

的辐射状况。

制造和结构方面的要求在于保证必需的清洁度、公差、密度、均匀性、屏蔽材料的亲和

性及其在整个反应堆服役期间的工作性能；在于保证屏蔽结构制造和安装时检查的可能性，

以及保证这些结构的可维修性。

现研究反应堆装置屏蔽设计的某些通用原则。

1.反应堆及其屏蔽、载热剂回路和辅助系统在各个阶段要协调设计。

2.保证屏蔽的完整性，即尽可能保证屏蔽外表面辐射状况的等剂量性（但是，要考虑

构成方式和人员在各个地方的停留时间）。

3.考虑耐久性和热物理学计算结果的要求。