“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计

毛亚蔚，米爱军，王晓亮，刘新建，陈巧艳，邱 林，高桂玲

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

1 最优化策略

国际原子能机构(IAEA)《基本安全原则》(SF-1)[1]原则5：防护的最优化要求“必须实现防护的最优化，以提供合理可行的最高安全水平”，为确定是否处于可合理达到的尽量低水平，必须事先(采用分级方案)对正常运行、异常工况或事故工况所造成的所有这类危险进行评定。核电厂设计的基本安全目标是在与之相关的所有活动中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。为实现此基本安全目标，核电厂的辐射防护设计必须保证在所有运行状态下厂内的辐射照射或由于该设施任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值，且可合理达到尽量低。同时还应采取措施减轻任何事故的放射性后果[2]。显然设计在满足工作人员与公众剂量限值与约束值的同时，应当充分考虑最优化原则的应用。IAEA在其安全导则NS-G-1.13[3]中给出了辐射防护最优化的工作策略，如图1所示。

图1 核设施设计的辐射防护最优化策略[3]

1986年9月，潘自强院士在《辐射防护》第6卷第5期发表了《辐射防护最优化——当前辐射防护研究的主要课题》一文[4]，深入探讨了辐射防护最优化的基本概念，提出辐射防护纲要和最优化方法与参数，将核电站辐射防护设计的最优化与运行辐射防护最优化等问题作为当时防护工作领域急需解决的部分关键课题。时至今日，伴随我国核工业数十年的安全高效发展，核电厂的设计也经历了海外引进与自主研发同步推进的艰苦奋斗历程，在充分总结二代核电厂设计与运行经验的基础上，辐射防护最优化原则在我国完全具备独立自主知识产权的三代压水堆“华龙一号”的设计工作中得以有效的贯彻与执行。

华龙一号核电厂的辐射防护优化设计即是遵循此策略，基于基本的设计方案，确定设计目标，结合运行经验所建立的辐射与化学数据库，开展个人和集体剂量评价，在最优化审查与开展代价利益分析的基础上，不断地评估反馈修改设计以达到最优化的设计目的。

2 设计目标值

设计目标值的确定本身即是一个反复迭代、确认与优化的过程，在满足法规标准限值的前提下，要结合已有核电厂的运行情况和社会经济等多方面的因素予以考虑，通过充分的调研与反复的论证，华龙一号确定的各类设计目标值列于表1。

表1 华龙一号核电厂辐射防护设计目标值

3 最优化设计内容

核电厂的辐射防护优化设计是与总体设计、工艺系统、设备布置、安全分析等多项设计内容相关联的系统性工作，所能达到的水平，取决于总体设计要求。通过确定辐射防护优化设计原则及方案，辐射防护优化设计工作也将对工艺设计、建筑结构、三废系统、事故分析等设计内容产生直接影响。

采用先进技术，满足先进的核安全法规与标准的三代机组“华龙一号”核电厂的总体设计方案目标包括：60年寿期、单堆布置、177堆芯、18个月换料、双层安全壳、一体化堆顶结构、能动与非能动安全系统、提高事故应急能力等多个方面，相对于防护设计所参考的二代加核电厂有显著变化。设计在参考电站经验反馈的基础之上进行持续改进，这些重大变更对辐射防护优化设计工作造成了巨大的挑战，需针对这些内容开展细致的分析评估，包括：堆芯源项，主冷却剂裂变及腐蚀活化产物源项的重新评估；反应堆厂房相关的正常、事故工况辐射源项分布、辐射场剂量水平的变化；核岛厂房辐射分区划分、屏蔽、剂量场的确定，以及人流、物流走向的综合调整；双层安全壳间的辐射屏蔽设计；三废系统改造及功能提升造成的环境排放源项与影响评估；严重事故相关的重要设备对事故后环境剂量评价的影响分析等。为此，在工程最优化设计方案中确定了五项重点工作内容。

3.1 辐射源项优化设计

所有的照射剂量都是与源相关的，针对核电厂这种“源”来说，如何有效地对辐射源项的产生、扩散、迁移、收集、排放加以控制，并能够准确地对源项大小及其分布与影响进行评估是防护设计的核心。

依据新的设计对正常运行工况的堆芯源项、堆芯积存量、乏燃料组件源项和一、二回路的裂变、活化以及活化腐蚀产物开展详细的分析计算与评估工作。其中鉴于压水堆核电厂职业照射的80%以上来源于大修期间由系统设备表面的活化腐蚀产物沉积源项导致的外照射[7]，因此，活化腐蚀产物源项的降低与控制技术成为华龙一号核电厂辐射源项优化工作的重点。设计中通过在秦山第二核电厂4台机组开展的专项辐射源项测量工作，结合已有二代加核电厂的运行经验反馈，系统地收集测量了停堆工况下反应堆冷却剂系统、化学和容积控制系统、硼回收系统以及余热排出系统中具有代表性的活化腐蚀产物源项沉积位置处的沉积源项，对影响腐蚀产物产生、迁移和沉积的机理进行研究。通过一系列的测量、数据收集及理论分析工作，为进一步降低活化腐蚀产物的产生，在华龙一号机组的设计中严格限制了燃料组件及反应堆材料与一回路冷却剂接触部件中的Co含量，提高蒸汽发生器传热管和稳压器电加热元件的表面光洁度要求，堆内构件在制造过程中进行钝化处理，还采用了镀铬、避免承插焊等技术。制定了严格的水化学控制规范，对运行冷却剂的pH值加以限制，在一回路中添加氢氧化锂以中和硼酸，并将pH调至最佳值(弱碱性，在300 ℃时为7.2)。在采取源项降低与控制技术的同时，还增加系统的净化与去污能力，采用净化能力较高的过滤器和除盐器，如化容系统前过滤器RCV001FI对0.45 μm颗粒滞留率达到98%。辅助系统各类型除盐器采用离子交换法对放射性流体中的阴离子和阳离子的净化能力也在90%以上。

华龙一号核电机组采用成熟经验证的技术，贯彻应用纵深防御的基本安全原则，强化系统、设备、构筑物的冗余性、多样性和独立性设计，通过一系列专设安全设施的系统配置优化工作，提升了机组应对设计基准事故的安全能力，同时针对高压熔堆、氢气和蒸汽爆炸、底板熔穿与安全壳晚期超压失效等严重事故现象应用能动与非能动相结合的严重事故预防与缓解措施，以从设计上实现实际消除大量放射性物质释放。结合这些总体技术方案与设计特征，事故后源项优化分析工作的重点之一是最佳估算方法在设计扩展工况的应用研究，设计中针对与放射性物质包容相关的双层安全壳、非能动安全壳热量导出系统、安全壳消氢和过滤排放系统开展研究，以验证和评估这些系统对事故后放射性物质的滞留和去除效果。建立一体化计算模型，针对二级PSA分析得到的安全壳完好、安全壳隔离失效、安全壳旁路失效、安全壳早期失效、安全壳晚期超压失效、安全壳过滤排放、安全壳底板熔穿等12种释放类及其对应的包络性事故序列，对严重事故后的热工水力行为以及裂变产物的释放进行了计算分析，给出了不同释放类下各放射性裂变产物分组向环境的释放份额随时间的变化，并对各释放类安全壳内及环境释放份额进行了比较分析，选取具有包络性与代表性的9个释放类别，同NUREG-1465源项(轻水堆事故源项)进行比较研究，确定事故后果评价释放源项。

3.2 辐射分区优化

辐射分区是实现ALARA原则的重要具体手段之一。核动力厂厂内辐射分区的目的在于有效地控制正常照射、防止放射性污染扩散，并预防潜在照射或限制潜在照射的范围，以便于辐射防护管理和职业照射控制，使工作人员的受照剂量在运行状态下达到合理可行尽量低的水平，在事故工况下低于可接受限值。辐射分区优化设计不仅能为厂内的总体布置、通风系统设计和屏蔽设计提供依据，同时也为核电厂的运行管理提供了一个相对规范的管理平台，对制定一些行之有效的控制措施以及对核电厂整体辐射水平的预测提供参考。

根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)第6.4节的辐射防护设计要求：“应把辐射工作场所分为控制区和监督区，以便于辐射防护管理和职业照射控制”， 基于原有辐射分区准则，同时借鉴国内核电厂业主单位的运行经验反馈以及国际主流三代核电厂的相关设计，修订辐射分区剂量率边界值，优化控制区的子区划分。

对于国内已运行的二代改进型压水堆核电厂，设计阶段的辐射分区一般是能够包络机组运行状态的辐射分区。由于这类辐射分区采用包络性的辐射源(一般采用具有包络性设计源项DST)进行设计和评估，因此，其整体水平要高于核电厂在实际运行中的辐射水平。此外，二代改进型压水堆核电厂辐射分区中，其中的黄区和橙区的剂量率区间较大，在实际运行中，在这些子区中部分工作场所的剂量率水平并未达到子区剂量率区间的上限值，在这些工作场所中工作人员可能的受照剂量易被高估。由于各子区的剂量率区间上限值和最大工作时间是与集体剂量目标值相对应的，如果子区剂量率区间过大，则在相应子区的最大工作时间受到限制。如果将这些子区进行细分，在子区的居留时间也可以相对延长，增加工作安排的灵活性。考虑到我国运行电厂实际运行经验和设计优化的考虑，华龙一号的设计中，对控制区子区的划分进行了合理细化，具体对比列于表2。

表2 控制区子区划分对比

在核电厂实际运行过程中机组会处于不同的工况下，如功率运行工况和停堆换料工况。在不同工况下部分放射性设备将处于不同的运行状态，这必将对设备所在房间的辐射分区产生影响，因此，一种工况对应的辐射分区图难以准确、直观地涵盖其他工况的辐射分区情况，为准确、直观地反映不同工况下对应的辐射分区情况，针对那些对辐射分区影响较大的工况进行分析，分别给出对应的辐射分区图。

华龙一号的设计中，兼顾了功率运行和停堆工况下的辐射分区优化。在功率运行工况下，高辐射区尽量向中心区域集中连片布置，外围尽量设置为较低的辐射分区。在停堆工况下，保证了工作人员主要的通行和检修区域的辐射水平尽可能低。功率运行和停堆工况下的辐射分区示意图分别如图2所示。

图2 功率运行工况(左图)和停堆工况(右图)反应堆厂房辐射分区示意图

华龙一号功率运行工况下的辐射分区是在设计源项分析的基础上，对各类放射性管道和设备进行模拟分析，得到相关区域的场所剂量率分布情况，从而确定对应场所的辐射分区。在核岛厂房布置设计时，在遵循“进入低辐射区时不经过高辐射区”的原则下，将高放射性设备和管道尽可能分区域集中布置，在完成初步的布置后，重新模拟分析辐射场分布情况，根据分析结果重新确定分区，并进一步调整系统布置和屏蔽体的设计。通过此过程的不断迭代优化，最终使得布置和屏蔽设计达到较为优化的程度，将高辐射区集中连片，中间通过迷宫墙等方式设置过渡区，形成从高辐射区到低辐射区的合理过渡，并将低辐射区如常规工作区(绿区)在满足防火分区条件下有效贯通，规划合理的人员通行方向，以便于人员的通行及应急撤离。

华龙一号停堆工况下的辐射分区是基于停堆工况下厂房内源项分布及房间功能需求综合考虑确定的。停堆大修期间，房间内的剂量率主要由其内部的设备和管道包容的放射性物质造成，剂量率大小取决于放射性物质在设备中的滞留情况，这与停堆过程中机组所处状态有关。停堆期间的辐射源项，需要基于大量的经验反馈来确定，因此，华龙一号在停堆分区设计过程中，开展了大量的同类型运行电厂停堆工况下辐射源项分布调查及场所剂量率测量工作，在实测运行经验反馈数据的基础上，结合华龙一号的系统设计和厂房设计特点，综合考虑厂房内系统和设备的检查、维修需求及人员居留需求，进行适当的系统调整和屏蔽体设置，最终确定了停堆工况的辐射分区，使得人员主要的通行和检修区域的辐射水平尽可能低。

3.3 事故后工作人员的防护优化设计

事故工况下，位于安全壳外的一些专设安全系统和核辅助系统处于运行状态，这些系统中可能滞留放射性气体和液体。基于对事故后的处理及设备维修和操作的必要性，需要进行事故后可接近性的分析。新建核电厂的设计，需要考虑事故后需要人员进行现场作业的区域的辐射防护设计，保证相应区域人员接近时的辐射安全。

新建核电厂事故后辐射防护设计应结合事故后运行系统的设置以及事故规程和严重事故管理导则，对事故后需要人员执行现场操作的所有位置和通行路线的场所剂量率水平和气载放射性水平进行分析，以此作为事故后人员受照剂量能否满足法规标准要求的判断依据。对于事故后工作人员的受照剂量无法满足相关要求的，需要对相应的辐射防护设计进行调整。

华龙一号在设计中，考虑到对事故的预防与缓解，设置了相应的专设安全设施，在事故中可能投入运行的还有部分辅助系统、辐射监测、取样等系统，这些系统包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、化学和容积控制系统、安全壳大气监测系统、核取样系统、辐射监测系统、辅助给水系统、应急硼注入系统、安全壳消氢系统、安全壳过滤排放系统、快速泄压系统、非能动安全壳热量导出系统、堆腔注水系统等，这些系统中的部分会在相应的设计基准事故和严重事故工况下投入运行。根据事故后系统设计特点、运行需求和相关的事故规程以及严重事故管理导则，对事故之后需要工作人员进行现场操作的事故进行了梳理，重点分析了事故后现场操作的区域及人员通行路径的可达性，相关的设计基准事故包括LOCA、SGTR、燃料操作事故。根据严重事故管理导则考虑了安全壳隔离阀操作过程中的人员防护。

华龙一号在设计中，将主要的专设安全设施布置在安全厂房，并且在设计中，通过对事故后包容放射性物质的管线的布置优化和通道屏蔽优化，对于事故后的操作区域通过屏蔽优化和远传操作设置等手段，保证了事故后操作区域的可达性。华龙一号的设计能够保证在发生设计基准事故和严重事故后，对于需要进行现场操作的区域、相应的厂房内通行路线、撤离路线等区域内的设备和管道内包容的辐射源项以及厂房气载放射性源项所致的人员辐射照射在法规标准要求的范围内，相关设计能够保证工作人员在事故后通行和进行相应操作时的辐射安全。

3.4 职业照射剂量评价

剂量评价是对辐射防护设计方案是否满足要求的衡量手段之一，也是辐射防护优化程度的评价依据。通过剂量评价可以对电厂辐射防护设计的优化进行定量的分析，并依据评价的结果，进行具有针对性的设计改进。剂量评价的内容，应当优先根据同类设计的现有电站的辐射水平的实际测量值进行剂量估算，并证明为计划运行估算的剂量低于监管部门规定的剂量约束值[8]。同时剂量评价的内容应当包括ALARA评审的内容，将集体剂量目标值作为衡量ALARA的重要指标进行评估。

在华龙一号设计过程中，收集了大量我国已运行电厂的经验反馈数据，包括核电厂运行中不同的操作类别、不同操作类别中的具体每种操作每年的操作次数、每次操作的工作人数、每次照射时间、操作时的平均剂量率水平以及每个操作项目的集体剂量数据。集体剂量评价方法参考了NRC RG 8.19[9]的推荐方法，其基本考虑包括：1)剂量评价需要对电站职业照射有潜在贡献的所有主要工作内容进行评价，这里的主要工作内容是指那些集体剂量超过0.01人·Sv的活动；2)进行剂量评价的目的在于尽量避免不必要的照射和降低可预见的剂量，需对与控制职业照射相关的设计、屏蔽、布置、流通模式、预期的检修和辐射源情况进行明确的说明，其目的是在设计的早期阶段进行剂量评价以有效降低工作人员的预期受照。

设计中剂量评价考虑的主要操作类别包括：反应堆运行和监督；维修(包括日常维修和机组大修)；在役检查；燃料处理操作；废物处理；其它类。针对华龙一号的设计特点：堆芯及系统设计可能导致的部分阀门与管道数量增加；电站60年寿期和布置优化；一体化堆顶结构设计改进；严重事故预防与缓解措施福岛事故后相关改进；LBB(Leak Before Break破前漏)技术的应用；材料与水化学控制和系统净化设计改进等进行了专项剂量影响评估工作。

为系统全面地开展职业照射剂量评价工作，设计人员开发了华龙一号专用的剂量评价软件ODADS/V1.0，对运行经验反馈数据进行收集、统计、分类和分析预测，评价结果表明预测的个人剂量最大值为进行蒸汽发生器检修作业的工作人员，不超过8mSv。结合华龙一号的设计特点对相应的操作类别考虑相应的修正因子，评价给出的华龙一号核电厂工作人员的集体剂量为0.59人·Sv/(堆·年)。

针对事故工况下的剂量评价，由于华龙一号机组主控室实现双进风口技术改进并增加内部回风循环过滤设施后，对于考虑非过滤泄漏的设计基准事故和严重事故条件，工作人员接受的剂量均低于HAD 002/01—2010规定的限值，满足主控室的可居留性要求(30 d)。

3.5 环境排放的设计优化

环境友好性作为三代核电辐射防护最优化的一项重要指标，在华龙一号的设计和评价中得到了充分的关注与考虑。从主回路源项优化起始，到三废处理系统的优化设计，再到后端的评价体系和评价方法的全面综合考虑与优化，华龙一号机组达到了目前主要国家和组织对于先进压水堆排放优化的设计目标[10]。

在我国国标GB 6249—2011[6]中对于核电厂的排放量控制值、液态流出物排放浓度控制值以及公众剂量约束值(0.25 mSv/a)给出了具体的规定，并提出了在此基础上确定排放和剂量管理目标值的规定。美国NRC的10 CFR 50附录I[11]提出对于新建核电厂需要满足以下的要求：压水堆电站每台机组对应于气载流出物排放的优化剂量管理目标值为50 μSv/a，对于一个厂址也是50 μSv/a；液态流出物排放的优化剂量管理目标值为30 μSv/a，厂址是50 μSv/a。在欧洲用户文件(EUR)[12]中提出，对于包括预期运行事件的正常运行工况下，公众所受的辐射影响的目标值为每台机组10 μSv/a，同时其还规定了新建压水堆核电厂的气液态流出物的排放优化目标值。对于英国新建核电厂址，其要求对公众辐射影响的最优化区间为0.02～0.3 mSv/a[13]。在综合对比分析我国的审管要求、国际的先进指标等情况下，在华龙一号设计过程中确定了每台机组10 μSv/a的优化公众剂量目标值，以作为环境排放优化的一项重要衡量指标。

为了达到华龙一号机组的环境排放优化目标，在以下方面开展了研究和设计工作。

(1)三废处理系统改进。三废系统设计中[14]，在充分应用当前成熟可靠的处理工艺和技术的情况下，华龙一号的三废处理系统对废液处理系统的离子交换单元增加了絮凝注入及活性炭吸附工艺，采用可降解防护用品替代传统的防护用品并使用可降解废物处理系统进行处理，湿废物处理采用树脂湿法氧化工艺和浓缩液再浓缩高效水泥固化工艺等，并且提高了硼回收系统的处理能力以及采用了成熟的自然循环蒸发装置等国产化设备。对废液处理系统改进后，采用连续注入凝聚加离子交换处理技术处理工艺排水和部分超标的地面排水，同时也将Ag-110m污染废液由蒸发改为该技术处理。该工艺改进不但解决了Ag-110m废液难处理以及蒸发处理时对蒸发单元造成污染的问题，而且大大降低了蒸发装置的负荷，减少了浓缩液的产生量。改进后的三废处理系统可以满足我国当前核电厂排放量与排放浓度的审管要求。

(2)排放源项计算的设计优化。在华龙一号的排放源项研发设计的起始阶段便采用了现实源项与保守源项两套代表不同运行工况源项的开发和设计思路，这一思路很好地契合了我国审管当局后续对于压水堆源项框架体系的要求[15]。华龙一号排放源项的计算基于核电厂的设计，同时参考了秦山二期、福清1、2号机组等的经验反馈情况，在充分借鉴成熟和受到认可的排放源项计算模式和建立方法的基础上，更加全面地参考了我国核电站的运行参数和经验，很好地反映出了我国压水堆核电厂多年来的经验累积以及我国对于源项框架体系的研究成果，并且与我国和欧美国家实际运行的排放情况进行了大量的对比验证[16]。经过计算，华龙一号机组保守工况下的排放源项满足我国国标GB 6249—2011对于压水堆核电厂排放量和液态流出物排放浓度控制值的要求，同时现实工况下的排放源项也要低于EUR所提出的排放优化目标值(见表3)，从而证明华龙一号的设计满足我国法规标准的要求，同时也满足目前世界上先进的核电厂设计目标值。

表3 华龙一号现实排放源项与EUR优化目标值比较

(3)全方位的辐射影响评估。在得到排放源项后，针对华龙一号机组首堆工程开展了全面的公众和生物的辐射影响评价工作[14，17]，评价结果表明，华龙一号机组首堆工程2台机组在现实工况下对公众造成的辐射影响仅为2.69 μSv/a，满足本工程所制定的公众剂量目标值的要求。同时在华龙一号首堆工程的执照申请[14]和对应的科研中还对水生生物、陆生生物的辐射影响也进行了全面的研究和评估，所得到的评价结果也满足IAEA、欧盟等所给出的生物辐射影响指导值的要求。为了更进一步地评价公众的辐射影响，针对华龙一号机组还开展了公众婴儿组居民通过母乳喂养途径造成剂量的研究工作，按照欧美和IAEA推荐的评价方法所得出的评价结果也满足公众剂量目标值的要求。

4 最优化设计评估

根据图1所示优化设计策略，华龙一号的设计人员依据运行电厂的经验反馈，结合机型设计特征，在辐射源项、辐射分区、环境排放、事故后防护与剂量评价等方面开展了全面的辐射防护优化设计工作。

华龙一号在设计过程中开展了较为系统的同类型核电厂运行经验反馈数据的收集与分析工作，形成了经验反馈数据库，内容涵盖了电厂运行参数、重要的水化学参数、系统中的源项数据、厂房内场所剂量率数据、人员职业照射受照剂量数据、气液态流出物源项数据等辐射防护最优化设计所需的相关数据，在华龙一号的设计过程中，结合运行电厂经验反馈，开展多方案比选和优化，结合代价利益分析的结果，给出了辐射防护优化设计方案。

评价结果表明设计过程贯彻了“保证工作人员和公众受到的辐射剂量，在寿期内运行状态下不超过剂量限值且在事故工况下不超过可接受限值，并可合理达到的尽量低”的基本原则[3]。

华龙一号的剂量评价结果表明，职业照射和公众照射都很好地满足了辐射防护设计目标，工作人员的集体剂量为0.59人·Sv/(堆·年)，对公众造成的辐射影响仅为2.69 μSv/a。可以看出，华龙一号的辐射防护设计满足我国现有法规标准，也达到了目前国际对先进压水堆的优化设计指标，实现了辐射防护最优化设计的目标要求，充分体现了三代核电的先进特点。

5 确保持续改进

核电厂的辐射防护设计是一个结合运行经验反馈和设计特征进行反复迭代和优化的持续改进的过程。随着我国在运压水堆核电机组运行经验和数据反馈情况的不断积累，新建核电厂的设计应当充分汲取运行电厂的经验反馈，分析剂量趋势，确定不断改善的新的设计目标，并将同类电站的良好实践加以充分应用。为此，随着华龙一号机组的建设与标准化设计工作的不断深入，为确保辐射防护优化设计的持续改进，应当在如下几个方面进一步推动与开展工作：

(1)进一步收集运行电厂的运行经验，开展剂量趋势分析，比较类似电厂的类似工艺及相同操作项，找出良好实践，加以总结，在设计中予以实现；

(2)针对能够显著降低辐射剂量的材料选择、管道内表面处理、先进去污技术、新型过滤器、远程监控与报警系统、机器人技术、设备免维护等先进技术开展专项研究；

(3)加强设计过程中的标准化建设与知识管理，形成ALARA设计清单与准则，建立数据收集系统，在三维设计与数字化电厂设计工作中将辐射防护优化设计特征予以充分反映；

(4)加强辐射防护教育与培训，使设计者、管理者等不同专业与部门之间都能够更加充分意识到设计对工作人员与公众产生的辐射影响，在辐射防护风险评估与全部的设计风险之间进行优化。