核电厂运行过程中，反应堆堆芯、冷却剂系统与放射性废物处理设施产生各类电离辐射，屏蔽设计是控制工作人员与公众受照剂量、保障辐射安全的重要工程环节。辐射屏蔽需要针对不同辐射类型与源项特征，合理选择屏蔽材料、确定结构厚度，并通过剂量评价验证屏蔽效果是否满足限值要求。本文围绕核电厂辐射屏蔽设计与剂量评价问题，梳理辐射防护理论、屏蔽计算方法与剂量评价标准的研究进展，分析中子与伽马射线在材料中的减弱规律、源项分布对屏蔽要求的影响，以及布置空间、材料特性与检修可达性对屏蔽方案的约束。研究结合典型核电厂厂房分区，考察屏蔽材料组合、厚度估算与剂量分布计算思路，讨论确定论计算与蒙特卡罗方法在屏蔽分析中的适用条件。结果表明，屏蔽设计必须区分辐射类型与源项水平，中子与伽马的减弱机理不同，材料组合需要兼顾慢化、吸收与结构强度；剂量评价应结合人员停留位置、居留时间与源项变化，把屏蔽计算结果与剂量限值和约束对照。研究为核电厂屏蔽方案优化与辐射防护评价提供工程参考。
关键词：核电厂；辐射屏蔽；剂量评价；中子屏蔽；伽马射线；辐射防护
