浅谈辐射防护最优化措施

胡忠良 何兴旭 邹益民

（海南核电有限公司 海南昌江）

一、概述

集体剂量是核电安全状态指标之一，同时也是WANO性能指标之一。它体现了核电机组的运行、维修和安全的综合管理水平。近20年来，国际核电现场的辐射防护水平取得了显著进步。国际压水堆核电厂集体剂量平均值已从1992年的2人·Sv/unit降低到0.7人·Sv/unit，先进压水堆核电厂则达到0.25人·Sv/unit。随着核与辐射安全技术的发展及现场辐射防护水平的不断提高，辐射防护最优化已逐渐成为核设施正常运行情况下现场辐射防护工作的核心任务；相关最优化措施的研究也一直是辐射防护研究的重要领域。辐射防护最优化作为辐射防护体系的三原则之一，其重要性在ICRP新建议书（2007）中进一步得到了强化。如何进一步降低集体剂量，提高现场ALARA水平，已成为美法等国家的研究重点，并启动了系列研究措施计划。

中国核电自从1991年12月15日我国大陆自行设计、建造的第一座压水堆型核电站秦山核电站并网成功发电至今已有20多年的成熟经验，在这20多年中积累了丰富营运、维修经验，同时也累计了丰富的辐射防护优化经验。

二、系统控制方面的最优化措施的实施

1.减少裂变产物的产生

根据WANO《核电厂辐射防护指南》（WANO GL 2004-01），燃料破损是造成辐射水平升高的主要因素之一。裂变产物的减少主要通过燃料包壳的完整性控制实现。主要技术手段：严格实施防异物导则；通过RCV（化学和容积控制）系统和RCP（反应堆冷却剂）系统；在一回路温度300℃，压力15.7 MPa情况下，一回路实施偏碱性环境；监测一回路氢含量。

2.减少腐蚀活化产物的产生

活化腐蚀产物的产生同样是造成辐射水平升高的主要因素之一。而腐蚀活化产物的产生与运行系统操作、一回路水化学控制、异物控制均有直接的关系。放射性锑又是腐蚀活化产物主要核素之一，有效降低放射性锑，可有效降低换料大修集体剂量。通过筛查与主冷却剂相关的泵轴中含锑材质的设备，如上充泵、安注泵、停冷泵、乏池净化泵等，对含此材质的泵进行更换。

在正常运行期间，加强对主系统水质的净化，以弱碱性方式运行，减少主设备内表面的腐蚀和迁移，从而减少腐蚀活化产物的产生。

（1）主要技术手段。优化反应堆冷却剂水化学工况；优化反应堆冷却剂净化系统的效率，如下泄和净化系统；考虑使用添加锌（自然锌或乏锌）和贵金属，评估添加锌对管道化学去污能力的潜在影响；采取“降低一回路溶氢”以控制活化腐蚀产物；减少与主冷却剂相关的泵轴中含锑的材质设备；实施一回路注锌技术的开发和科研工作，减少一回路系统和冷却剂中Co-60的含量；减少银离子引入一回路，同时考虑减少一回路中Ag-110的措施。

（2）参考措施。德国Emsland核电站采取以下两项措施控制活化腐蚀产物：在机组运行时采取了向一回路注锌工艺，用Zn置换出长半衰期、高放射性元素（如Co-60等），从而降低主回路的剂量水平；在机组停运前48 h，停止向一回路注氢，投运气体去除系统以降低一回路溶氢和惰性气体，以进一步降低一回路放射性。电站功率运行时要求一回路溶氢在1.5～4 mg/L，溶氧＜0.005 mg/L， 而在KBG系统投运后一回路溶氢将＜1.5 mg/L，对此设计公司AREVA给出澄清：只要保证一回路溶氢＞0.5 mg/L，则一回路溶氧是可以很好地控制的，电站的技术规格书对此也是特别允许的,通过实际监测来看也是可行的，而且对缩短后期反应堆开盖前氮气吹扫和降低一回路和反应堆厂房场所剂量率有很大作用。

3.氧化运行

在反应堆运行期间，主系统冷却剂中的腐蚀活化产物会沉积在如管道、阀门和泵等设备的内表面，而且会随着时间的推移不断增加，造成这些设备附近的辐射水平不断上升。如果不予去除，在停堆检修时就会对工作人员造成较大的照射剂量。氧化运行目的就是减小这些腐蚀活化产物辐射源的强度，从而降低工作人员的受照剂量。这已经被许多核电站的实践所证明。同时进行氧化运行可大大缩短对一回路冷却剂的净化时间，这对换料大修关键路径工期的控制十分有利。参考措施如下。

某核电厂采用的是在冷停堆至80℃时，打开堆顶放气阀和稳压器排气阀不添加双氧水的方式引入空气（自然氧化）进行氧化运行操作，使水中和系统设备内壁上腐蚀活化产物快速溶解，去除主系统中的腐蚀产物。自然氧化运行时主冷却剂中Sb-124、Sb-122、Co、Co-58、OT113总 γ和OT112总 γ活度浓度变化趋势见图1。图1可以看出，换料大修的氧化运行对主系统进行充分的净化过滤，随着各个阶段中氧气的不断进入，系统内部的腐蚀产物也在不断地氧化、剥落，主系统核素逐步升高。尤其是停冷系统的投入、稳压器消汽腔；主系统排水和排水至压力容器法兰面等主要运行操作的阶段，主系统的核素相应地出现了这两个阶段的峰值，即冷停堆阶段核素总γ的峰值为：1.18E+07 Bq/L、水位降至4.9 m阶段核素总γ的峰值为：2.35E+07 Bq/L。稳压器通大气后，系统内部的腐蚀产物不断地氧化、剥落，并于7 h后出现较大上升峰值。自然氧化运行期间核素上升得缓慢，与运行工况的延后和水位下降得缓慢有一定的关系，这造成了氧气进入主冷却剂中也比较缓慢，使得主系统内部的腐蚀产物氧化、剥落也比较缓慢，从而促使核素上升得也缓慢。通过运用自然氧化运行后，辐射水平下降明显，有效降低了设备、管道的辐射水平，从而达到降低换料大修集体剂量的目的。

图1 OT113换料大修期间主系统核素变化趋势图

4.化学清洗和去污

一回路系统长期被偏碱性的冷却剂水浸润的表面会发生腐蚀产物的沉积作用，随着腐蚀作用及同位素交换反应的进行，使放射性物质进入腐蚀氧化物膜的深处。在压水堆主回路中，主要有两种类型的放射性物质的沉积：①在燃料包壳上的积垢；②在一回路系统管道内表面上形成的含铬氧化物膜。

（1）主要技术手段。系统清洗和去污的主要方式为在机组大修前，应用有机酸、螯合剂等化学溶剂，在基本不改动系统原有布局的情况下，利用系统在线的净化装置或通过柔性管与主回路相连接的移动式去污系统，去除系统和回路中的大部分放射性腐蚀产物。这种方法可以使堆芯外主回路及设备的辐射水平在1～3天内降至原来的1/2～1/10，并且对主回路重新运行不产生可察觉的影响。

（2）参考措施。日本某核电企业开发了一种T-OZON的系统清洗去污技术，该技术具有去污因子高，产生的二次废水少，对材料没有负面影响的特点。日本御前琦核电站3号机组（BWR 1100 MW）对主回路应用T-OZON方法进行去污。通过这一方法的实施，系统内不锈钢材质的平均去污系数达到16，碳钢材质的平均去污系数达到7，一回路系统（“干井”）的辐射水平降低一半，减少集体剂量280man·mSv。

三、技术改进方面的最优化措施的实施

1.SG蒸汽发生器一次侧堵板工具的改进

某核电OT110换料大修期间优化了SG蒸汽发生器一次侧堵板工具，作业中按照原来的堵板方式，每块堵板需要2人进入下封头进行安装，工作时间最短也需要1分多钟，一般需要2分多钟，个人剂量平均在2 mSv左右。通过对堵板工具进行了技术改进，新的堵板工具重量轻、安装方便（快速接口方式），每块堵板工具只需1人安装，可以在40 s以内完成，从人力、时间和剂量方面都有明显降低。如今安装一块堵板作业，人员接受的剂量只有过去的1/3～1/4，个人受照剂量低于0.5 mSv。OT110换料大修期间堵板安装作业个人剂量最低只有0.18 mSv，参加堵板安装的4人平均个人剂量仅为0.23 mSv。

2.制作SG蒸汽发生器二次侧视频检查屏蔽工具

某核电OT113换料大修期间设计加工了SG蒸汽发生器二次侧视频检查专用辐射防护工具（特制屏蔽块），屏蔽效果明显。以SG蒸汽发生器B系列180°手孔位置为例，手孔处接触剂量率从 2.63 mSv/h下降至 0.49 mSv/h，作业人员位置处从0.48 mSv/h下降至0.19 mSv/h，明显降低了作业人员的受照剂量。此项作业与OT112大修相比，在作业内容相同的情况下，集体剂量由20.161 manomSv下降到13.47 manomSv，有效降低了该项作业的集体剂量。

3.缩小床前过滤器孔径

主系统床前过滤器孔径变小，提高净化效果，通过论证及实验，逐步将床前过滤器孔径从25 μ减小到5 μ和2 μ，在OT109和OT110期间减小到0.6 μ，并对过滤器滤芯采取了加固措施，防止滤芯脱落，缩小后的过滤器芯可有效去除系统内的活化腐蚀产物。

四、其他方面

1.优化检修时机

优化检修时机和作业场所，可以有效降低工作人员的受照剂量。如某核电厂将原计划在低低水位阶段搭设脚手架和拆除保温作业，提前到系统高水位阶段进行，减少了不必要的照射，大大降低了相关作业的集体剂量。以往未干预该类作业时集体剂量为175.07 manomSv（OT106数据），优化干预后集体剂量为29.712 manomSv（OT113数据）。

2.屏蔽措施

采取有效的屏蔽措施可有效降低作业人员集体剂量。如某电厂在OT104换料大修期间因检修阀门跑水造成地面大面积严重污染，局部辐射水平超过30 mSv/h，对该区域附近检修作业造成很大风险。虽然经过近10年的衰变，现场辐射水平仍然很高，平均辐射水平在5 mSv/h左右，最高仍有约10 mSv/h。OT110期间该区域需进行阀门的检修和改造工作，为了有效降低作业区域的辐射水平，通过讨论、测算，采用先覆盖20 mm厚的钢板再用400 mm左右厚的混凝土覆盖的方法，地面的屏蔽系数在3～8，屏蔽后辐射水平降到1～3 mSv/h，对于高污染辐射源的屏蔽和污染控制起到了良好的效果。此次屏蔽作业集体剂量仅为1.39 manomSv，较小的剂量代价，解决了多年未能解决的问题，减少了检修作业人员的剂量。又如在反应堆厂房中，利用现有实体墙作为屏蔽体，建立了“低剂量等待区”，设置了桌椅，供工作人员记录和工作准备，有序引导工作人员在低剂量区域活动，有效降低集体剂量。

3.相关管理制度和模式的优化

对于核电站的辐射防护最优化的实施来说，就是确定一个合理的可达到的防护水平，确定并提供为达到这个防护水平所需采取的措施，以及确保这些措施恰当地得以实施。工作管理是实施ALARA的重要手段，在改造和检修项目中应考虑辐射防护的最优化，辐射防护人员应参与到涉及放射性工作的项目中。应从经济和社会因素、个人剂量大小、受照人数以及不一定受到但可能遭受的照射等方面进行代价-利益分析，审慎地挑选和调整工作项目。对于计划性的大修或在役检查活动，工作项目的选择与计划阶段是实施最优化效果的最好阶段之一；只选择对电站的安全、可靠运行必须的工作，在确定实施某项工作的必要性时采用切合实际的假设，并且执行紧凑但不是抢时间的工期计划以避免返工；制定工作计划时，应充分吸取先前工作中的以及其他电站类似工作的经验和教训，根据机组的设备状态以及预防性维修大纲，经过仔细筛选，确定必须实施的检修项目，从计划项目安排上最大限度地减少工作量。在制定检修计划时，应由生产计划的编制人员、维修工作准备工程师以及辐射防护工程师审查各项工作是否安排在合适的阶段，以确保各项工作都是在最适当的时候，即最佳辐射条件（辐射风险低）下进行。

4.废物收集点的优化

合理布置废物收集点，可有效降低作业人员的集体剂量。某核电厂在大修期间辐射防护人员现场检查多次发现接触剂量率在0.1 mSv/h以上的放射性废物放置在人员通道等处，造成人员受到无谓的剂量照射。据不完全统计：某电厂T205大修期间辐射防护人员录入违章统计中的“放射性废物没有及时转运”事件就有3起，占到所有违章统计的12.5%。现场服务人员转运反应堆厂房废物均采用手提式人工转运，同时人为转运废物效率低，并且转运废物无任何屏蔽，直接造成现场服务人员集体剂量增加及间接造成路过的检修工作人员受到无谓照射。

五、结论

通过实例的方式对最优化措施的有效性进行梳理分析，了解了一些核电营运企业在辐射防护最优化措施方面取得的成果。为今后合理的实施最优化提供依据，有益于其他核电企业在集体剂量控制及ALARA贯彻方面的思路借鉴。