屏蔽设计是一种旨在减少核辐射对人体和其他生物危害的技术。这一技术通过对辐射源进行屏蔽处理，以达到保护目的。

在进行屏蔽设计时，首先需要确定辐射源的类型和活度。核电站的辐射源主要包括反应堆、一次冷却剂、乏燃料元件和放射性废物。反应堆在运行期间会产生γ射线和中子。γ射线主要有瞬发γ射线、裂变产物衰变时释放的γ射线、热中子俘获γ射线、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、湮灭辐射和韧致辐射等。中子则包括裂变中子、缓发中子、活化产物的中子和光激中子等。一次冷却剂的主要辐射来源是裂变产物和活化产物的γ射线，其放射性浓度可达4×10^9贝克勒尔每升。

确定观察点的辐射水平取决于屏蔽的目的。为了保障工作人员的健康，应根据不同区域的工作频率和时间，设定相应的辐射水平。中国核工业标准规定了堆本体各部件的辐照限值、普通硅酸盐混凝土屏蔽体内表面的中子和γ射线注量率上限，以及停堆后工作人员工作场所的热中子注量率上限。

核电厂的屏蔽体应具备高密度、富含氢元素、良好的机械强度、机械稳定性、热稳定性和化学稳定性等特点。常见的屏蔽材料包括钢、水、混凝土，以及在特定情况下使用的铅或含硼塑料等。

屏蔽计算涉及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，常采用分出-扩散法计算快中子的减弱和热中子在屏蔽体内的分布。计算机技术的发展使得可以通过数值方法解决中子或γ光子在屏蔽体中的输运问题，包括宏观的玻尔兹曼方程求解方法和微观的蒙特卡罗法。

核电厂的屏蔽通常采用两级屏蔽方案，包括堆本体的屏蔽和一次冷却剂系统的屏蔽。堆本体的屏蔽由多重钢、水屏蔽和周围的混凝土墙组成，而一次冷却剂系统的屏蔽则包括环形吊车承重墙及其上方的操作地板。乏燃料储运屏蔽由卸料腔和储存水池的水、卸料腔、运输通道和储存水池的墙以及乏燃料运输容器构成。辅助厂房内的屏蔽设计是为了确保工作人员能够在不同辐射水平的区域内进行必要操作和维护。

堆本体的屏蔽由压力容器内的多重钢、水屏蔽和周围厚约2米的环形混凝土墙构成。这些屏蔽不仅提供安全防护，还考虑到工程上的需求，如保护压力容器的机械性能不受过度中子照射的影响。

一次冷却剂系统的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方的水泥操作地板。二次屏蔽的作用是在反应堆满功率运行时，工作人员能在安全壳外正常工作，并在发生事故时保护人员和周围居民免受过量照射。

乏燃料储运屏蔽的设计确保在卸料过程中，水层厚度足以保证水面上的照射量率不超过规定的限制。卸出的燃料通过运输通道进入储存厂房储存，一段时间后在水中装入运输容器送往储存库或后处理厂。

辅助厂房内的屏蔽设计是为了确保工作人员能够在不同辐射水平的区域内进行必要操作和维护。各个工作场所的辐射水平按照工作人员在该处的停留时间和分区管理原则来确定。