探讨辐射防护最优化措施 王一霖
核设施维修的辐射防护最优化方法案例研究
核设施维修的辐射防护最优化方法案例研究作者：王冠一张波贾伟来源：《科学与财富》2013年第07期摘要：辐射防护最优化是科学的辐射防护决策的辅助手段。
它的任务是确定最优化的辐射防护水平并选择达到最优化防护水平的最佳途径。
本文以秦山三+万千瓦核电站堆内吊篮下部构件修复过程为例，研究了核设施维修的辐射防护最优化方法的选择路径。
关键词：核设施维修辐射防护最优化方法辐射防护最优化是科学的辐射防护决策的辅助手段。
它的任务是确定最优化的辐射防护水平并选择达到最优化防护水平的最佳途径。
最优化的防护水平不是一成不变的，它将随着防护技术的提高、防护成本的降低、生产工艺的改进、生产效率的提高和防护投资的改变等因素的改变而改变。
这就要求不断改进辐射防护工作，提高辐射防护工作水平。
本文采用秦山三+万千瓦核电站堆内吊篮下部构件修复过程，修复大体分四步进行。
修复中降低照射剂量的主要措施包括换料水池水质净化、水下吸尘器除渣、换料水池提升水位增加水的屏蔽层、在吊篮和其翻转架七预先加装屏蔽板、使用长柄工具和水下电视监测系统、加强辐射剂量率分布监测、划定“低剂量等特区”等。
通过这些措施的综合及合理利用，大大降低了作业区的辐射水平，降低了作业人员的受照剂量。
其中涉及5个防护方案，总的防护措施是大体相同，但每个防护方案侧重点不同。
方案1主要措施修复中降低照射剂量的主要措施换料水池水质净化、水下吸尘器除渣、换料水池提升水位；方案2主要措施是增加水的屏蔽层、水下吸尘器除渣、在吊篮和其翻转架七预先加装屏蔽板；方案3主要措施是使用长柄工具和水下电视监测系统、换料水池水质净化和在吊篮和其翻转架七预先加装屏加强辐射剂量率分布监测；方案4主要措施是水下吸尘器除渣、划定低剂量等待区和变更葫芦作业位置进开高反散射；方案5主要措施是换料水池水质净化，提升水池水位和加装钥板屏蔽，变更葫芦作业位置进开高反散射。
由于5个方案中根据所给数据，给出因素较多，较复杂，为了使得决策过程更科学，决策结果更合理，更正确进行决策，采取多属性分析法进行决策分析。
辐射防护最优化
2,辐射防护最优化过程
要考虑的因素
社会考虑与价值
-公平性 - 可控性(措施,健康监督…) 可控性(措施,健康监督… - 可持续性 - 后代的考虑 - 个人的利益 - 社会效益 - 信息水平/由受照人掌握的知识 信息水平/ -社会信任度
2,辐射防护最优化过程
要考虑的因素- 要考虑的因素-when,where,how and by whom are exposures received
受照人群的特点
- 性别 - 年龄 - 健康状况 - 敏感人群(如孕妇) 敏感人群(如孕妇) - 生活习性
2,辐射防护最优化过程
要考虑的因素
照射的特点
1,简介-辐射防护最优化概述 简介-
辐射防护最优化所使用的大多数方法倾向于强调对社 会与全体受照人员的利益与危害.但是利益与危害不大可 会与全体受照人员的利益与危害. 能在社会中以相同的方式分配.因此, 能在社会中以相同的方式分配.因此,最优化可能在某一 个人与另一个人之间引起相当大的不公平. 个人与另一个人之间引起相当大的不公平.为了缩小这种 不公平, 不公平,可以在最优化的过程中引入源相关的对个人剂量 的限制,这个限值即为剂量约束值 剂量约束值. 的限制,这个限值即为剂量约束值. 危害 辐射所致所有有害效应( 辐射所致所有有害效应(包括对健康的损害和其他方 面的影响)的数学期望值;确定这一期望值时, 面的影响)的数学期望值;确定这一期望值时,不仅要考 虑引起每一件有害效应的几率, 虑引起每一件有害效应的几率,而且必须考虑该种效应的 严重程度. 严重程度. …..实践 …..实践 to 所有照射情景
辐射防护设计方案
辐射防护设计方案辐射防护是指对人员、设备和环境进行保护，以防止辐射对其造成损害。
在核能、医疗、工业等领域，辐射防护设计是十分重要的。
以下是一份辐射防护设计方案，旨在确保人员和环境的安全。
1.辐射防护物质选择首先，应选择适当的辐射防护物质。
常用的包括铅、混凝土和水。
铅是一种非常密集的材料，可以有效地吸收射线。
混凝土是一种廉价的辐射防护物质，具有较高的密度，对中、低能量射线有较好的屏蔽效果。
水对于中、低能量射线的屏蔽效果也很好，而且与人体组织相似，可用于防护高能射线。
2.设备设置设备的设置对辐射防护至关重要。
首先，应确保辐射源距离工作区域尽可能远，以减少辐射剂量。
其次，应设置适当的辐射防护屏障，如铅板、混凝土墙壁等，以阻挡辐射传播。
同时，还应通过防护窗口或透射屏障来观察和操作辐射环境。
3.人员安全防护为保护人员免受辐射的损害，应采取以下措施：(1)保护措施期间，人员应佩戴符合国际标准的辐射防护服，如铅衣、铅背心等。
这些防护服可以有效地减少辐射剂量。
(2)工作人员应定期接受辐射监测和健康检查，以及相关的辐射安全培训。
(3)工作人员应遵守安全操作规程，减少辐射暴露的可能性。
(4)在辐射源辐射路径上设置警示标志，提醒人员注意辐射。
4.环境保护(1)在辐射源周围设置隔离区域或屏蔽层，以防止辐射向外传播。
(2)辐射泄漏期间，应及时通知周围居民，并帮助他们进行疏散和防护。
(3)对辐射泄漏进行监测，通过对环境中的污染物进行采样和分析来评估泄漏的程度。
(4)对泄漏进行及时清理和修复，确保辐射源不进一步危害环境。
5.应急预案在辐射防护设计方案中，应设有应急预案，以应对突发情况，保护人员和环境的安全。
应急预案应包括以下内容：(1)当出现辐射泄漏时，相关人员应立即采取紧急避难措施，确保自身安全。
(2)通知相关部门和人员，协助应急救援工作。
(3)组织辐射监测和污染评估，并采取相应的措施来清理和修复泄漏。
(4)提供相关的辐射防护知识培训，以做好应急救援工作。
注册核安全工程师专业实务第二章
注册核安全工程师专业实务第二章1.铀矿工集体受照计量占整个核燃料循环总集体计量的67.8%，铀矿工业对环境公众的总体计量的91.5%，氡及氡子体贡献很大，矿工职业照射中占98%，公众照射中占89.8%。
2.辐射防护的三原则：实践正当性、防护最优化、个人计量限值。
3.对铀矿而言，应优先考虑园地浸取采铀的可能。
4.铀矿的总风量比有色金和冶金系统矿山高5-8倍，确保工作场所中的氡及氡子体、a放射性气溶胶以及其他有害物浓度达到国家标准要求。
5.一般情况下矿井通风宜采取分区通风，避免大范围的整体通风系统。
6.建立矿山井下连续通风制度，如有特殊情况必须在开工前2小时进行超前通风。
7.对废旧井巷和采场的封闭可选用防氡性能较好的涂层（喷涂），如：偏聚乙烯共聚乳液的防氡效率可达70%。
密闭可采用PVC单面、双面维纶布和防水卷材组合材料，膨胀螺栓或射钉固紧，其密闭阻风效果可达90%，防氡效果可达88%。
8.在高品位矿石作业时，更应注意氡和γ辐射防护问题。
9.铀矿石经过选矿后，可将铀矿石中15%-20%的废石分选出去。
经过化学浸出和提纯后的铀化学浓缩物的铀含量可达70%。
尾矿中保留了98%的镭及其放射性子体核素。
铀金属含量大体是由0.1%-1.0%提高到70%，最后可达88%。
10.废气氡析出量（Bq/t矿）：地下铀矿山7.1*105，选矿厂20,水冶厂510.11.原地爆破浸出矿山，需将30%的矿石提运至地表。
需做好地下水的保护和复原工作。
12.水冶破碎、筛分设备、煅烧炉进出料口处均应进行密闭抽风和经2-3级滤净化处理后排入大气。
废石、尾矿一律堆放在专用的具有足够安全稳定和抗洪水能力的废石场尾矿库内。
13.一般岩土氡的析出率可达0.015-0.67Bq/m2.s，铀尾矿可达1.65-26.53Bq/m2.s。
位稳定的尾矿氡析出率可比稳定的尾矿堆约高30%，比土壤氡析出率高200倍。
14.钍加工厂中的γ辐射计量率比对照点高10倍多，钍射气a潜能比对照点高100倍，a表面污染比对照点高25倍。
“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计
㊀第41卷㊀第1期2021年㊀1月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.1㊀㊀㊀Jan.2021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㊀林,高桂玲(中国核电工程有限公司,北京100840)摘㊀要:辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一㊂本文结合国际原子能机构(IAEA )提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标㊁设计内容与评估㊁确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化㊁辐射分区优化㊁事故后辐射防护设计优化㊁职业照射剂量评价㊁环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍㊂辐射防护最优化原则在 华龙一号 (HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行㊂关键词:华龙一号;辐射防护最优化;最优化策略中图分类号:TL75;TL364文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2020-05-26基金项目:中国核工业集团 龙腾2020 科技创新计划三代核电技术升级项目(KY1606)㊂作者简介:毛亚蔚(1974 ),女,1996年本科毕业于西安交通大学能源与动力工程学院核能与热能专业,2002年硕士毕业于美国密歇根大学核能与辐射科学系,研究员级高级工程师㊂E -mail:maoyw@1㊀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㊁异常工况或事故工况所造成的所有这类危险进行评定㊂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㊂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㊂同时还应采取措施减轻任何事故的放射性后果[2]㊂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㊂IAEA 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㊂1986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图1㊀核设施设计的辐射防护最优化策略[3]Fig.1㊀Strategy for the optimization of radiationprotection in the design of a nuclear facility [3]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㊂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㊂㊃1㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期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㊂2㊀设计目标值设计目标值的确定本身即是一个反复迭代㊁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1㊂表1㊀华龙一号核电厂辐射防护设计目标值3㊀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㊁工艺系统㊁设备布置㊁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㊂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㊁建筑结构㊁三废系统㊁事故分析等设计内容产生直接影响㊂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㊁单堆布置㊁177堆芯㊁18个月换料㊁双层安全壳㊁一体化堆顶结构㊁能动与非能动安全系统㊁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㊂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㊁事故工况辐射源项分布㊁辐射场剂量水平的变化;核岛厂房辐射分区划分㊁屏蔽㊁剂量场的确定,以及人流㊁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㊂为此,在工程最优化设计方案中确定了五项重点工作内容㊂3.1㊀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㊁扩散㊁迁移㊁收集㊁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㊂依据新的设计对正常运行工况的堆芯源项㊁堆芯积存量㊁乏燃料组件源项和一㊁二回路的裂变㊁活化以及活化腐蚀产物开展详细的分析计算与评估工作㊂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㊂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㊁化㊃2㊃毛亚蔚等: 华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计㊀学和容积控制系统㊁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㊁迁移和沉积的机理进行研究㊂通过一系列的测量㊁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㊁避免承插焊等技术㊂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300ħ时为7.2)㊂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0.45μm颗粒滞留率达到98%㊂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㊂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㊁设备㊁构筑物的冗余性㊁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㊁氢气和蒸汽爆炸㊁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㊂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㊁非能动安全壳热量导出系统㊁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㊂建立一体化计算模型,针对二级PSA分析得到的安全壳完好㊁安全壳隔离失效㊁安全壳旁路失效㊁安全壳早期失效㊁安全壳晚期超压失效㊁安全壳过滤排放㊁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㊂3.2㊀辐射分区优化辐射分区是实现ALARA原则的重要具体手段之一㊂核动力厂厂内辐射分区的目的在于有效地控制正常照射㊁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㊂辐射分区优化设计不仅能为厂内的总体布置㊁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㊂根据‘电离辐射防护与辐射源安全基本标准“(GB18871 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㊂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㊂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㊂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㊂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㊂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㊂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㊃3㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期区子区的划分进行了合理细化,具体对比列于表2㊂表2㊀控制区子区划分对比Tab.2㊀Comparison of control area sub-zoning㊀㊀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㊂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㊁直观地涵盖其他工况的辐射分区情况,为准确㊁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㊂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㊂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㊂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㊂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㊂图2㊀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Fig.2㊀Radiation zoning sketch of reactor building under power operation(left)and shutdown condition(right)㊀㊀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㊂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㊂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㊂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㊂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㊂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㊃4㊃毛亚蔚等: 华龙一号 核电厂的辐射防护最优化设计㊀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㊁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㊂3.3㊀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㊂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㊂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㊂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㊂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㊂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㊁辐射监测㊁取样等系统,这些系统包括安全注入系统㊁安全壳喷淋系统㊁化学和容积控制系统㊁安全壳大气监测系统㊁核取样系统㊁辐射监测系统㊁辅助给水系统㊁应急硼注入系统㊁安全壳消氢系统㊁安全壳过滤排放系统㊁快速泄压系统㊁非能动安全壳热量导出系统㊁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㊂根据事故后系统设计特点㊁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LOCA㊁SGTR㊁燃料操作事故㊂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㊂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㊂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㊁相应的厂房内通行路线㊁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㊂3.4㊀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㊂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㊂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]㊂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㊂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㊁不同操作类别中的具体每种操作每年的操作次数㊁每次操作的工作人数㊁每次照射时间㊁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㊂集体剂量评价方法参考了NRC RG8.19[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㊃Sv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㊁屏蔽㊁布置㊁流通模式㊁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㊂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㊂针对华龙一号的设计特点:堆芯及系统设计可能㊃5㊃㊀辐射防护第41卷㊀第1期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㊂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㊁统计㊁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8mSv㊂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㊃Sv/(堆㊃年)㊂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HAD002/01 2010规定的限值,满足主控室的可居留性要求(30d)㊂3.5㊀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㊂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]㊂在我国国标GB6249 2011[6]中对于核电厂的排放量控制值㊁液态流出物排放浓度控制值以及公众剂量约束值(0.25mSv/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㊂美国NRC的10CFR50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50μSv/a,对于一个厂址也是50μSv/a;液态流出物排放的优化剂量管理目标值为30μSv/a,厂址是50μSv/a㊂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10μSv/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㊂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0.02~0.3mSv/a[13]㊂在综合对比分析我国的审管要求㊁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10μSv/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㊂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㊂(1)三废处理系统改进㊂三废系统设计中[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㊂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㊂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㊂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㊂(2)排放源项计算的设计优化㊂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]㊂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㊁福清1㊁2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]㊂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GB6249 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㊃6㊃。
辐射防护最优化的程序和方法
辐射防护最优化的程序和方法
王恒德
【期刊名称】《辐射防护》
【年(卷),期】1995(15)2
【摘要】辐射防护最优化是辐射防护体系中十分重要的一项基本原则。
本文依据ＩＣＲＰ５５号报告讨论了辐射防护最优化的基本原则，并较系统地论述了实施辐射防护最优化的程序和选择最优防护方案的几种常用方法，最后简单讨论了与代价估算有关的几个经济学概念。
【总页数】11页(P147-157)
【关键词】辐射防护;最优化;程序;方法
【作者】王恒德
【作者单位】中国辐射防护研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL752;R142
【相关文献】
1.核设施维修的辐射防护最优化方法案例研究 [J], 王冠一;张波;贾伟
2.对辐射防护最优化方法及其应用的探讨 [J], 林用
3.辐射防护最优化方法及其应用 [J], 刘华
4.医用诊断X线机辐射防护体系最优化方法的探讨 [J], 侯玉兵;王辉;孙桂华
5.辐射防护最优化的基本方法和程序 [J], 洪永汉
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质子重离子设备的辐射防护与环境监测措施
质子重离子设备的辐射防护与环境监测措施一、引言在现代医疗和科研领域，质子重离子设备被广泛使用，具有治疗癌症等疾病的显著疗效。
然而，由于质子重离子设备的工作原理，其辐射阻挡能力也较低，因此对设备进行辐射防护与环境监测措施的研究至关重要。
二、辐射防护措施1. 设备辐射防护屏蔽为了保护设备操作员和周围环境不受辐射损害，质子重离子设备通常会使用辐射防护屏蔽材料进行包裹，例如高密度混凝土或铅板。
这些材料能有效吸收和衰减辐射，减少辐射对周围环境的辐射量。
在屏蔽设计中，还需考虑射门、操作面板及供电线路的布局，以最大程度地减少辐射泄漏。
2. 个人防护装备操作人员在使用质子重离子设备时，需要佩戴适当的个人防护装备。
这包括铅胸衣、护目镜、手套等，以避免对人员身体造成辐射伤害。
同时，定期检查和更换个人防护装备也是必要的。
3. 辐射安全培训和管理对操作人员进行辐射安全培训，使其了解质子重离子设备的辐射特性、使用注意事项以及紧急处理措施，是非常重要的一环。
此外，设备操作需要符合严格的安全规范，且需要设立专门的辐射安全管理团队，监督和管理设备的运行情况。
三、环境辐射监测措施1. 辐射剂量监测为了保证设备使用过程中辐射环境处于安全范围内，需要进行辐射剂量监测。
可安装辐射剂量测量仪器，进行实时监测。
一旦超过安全限值，应立即采取紧急措施，防止辐射对人员和环境造成伤害。
2. 辐射泄露监测除了设备本身的辐射剂量，还需要进行辐射泄露监测。
可以通过设置辐射监测点位，定期进行辐射检测和监测，以确保设备的辐射泄露处于合理范围内。
同时，设备操作室和周围环境也需要进行辐射泄露监测，确保辐射水平符合相关标准。
3. 健康影响评估与研究对质子重离子设备使用过程中可能对环境和人员健康产生的影响进行评估与研究非常必要。
通过长期的观察和数据收集，可以更好地了解辐射对环境和人员的影响程度，并提出更加精确和科学的辐射防护和环境监测措施。
四、总结质子重离子设备的辐射防护与环境监测措施是确保设备安全运行、保护人员健康以及减少辐射对环境的影响的重要手段。
辐射防护知识培训
辐射防护知识培训目录1. 辐射防护基础知识 (2)1.1 辐射的基本概念 (3)1.2 辐射的种类和来源 (4)1.3 辐射对人体的影响 (5)2. 辐射防护措施 (6)2.1 个人防护设备 (7)2.1.1 防护服和防护眼镜 (8)2.1.2 放射性物质检测器 (9)2.1.3 个人剂量计 (10)2.2 环境防护措施 (11)2.2.1 放射源屏蔽材料和方法 (13)2.2.2 放射性废物处理和储存 (15)2.3 核应急响应 (16)2.3.1 核事故的定义和分类 (18)2.3.2 核应急响应程序和职责 (18)3. 辐射防护法规与标准 (20)3.1 中国辐射防护法规概述 (21)3.2 其他国家和地区的辐射防护法规参考 (22)3.3 IAEA等国际组织的辐射防护指南 (23)4. 实践案例分析与讨论 (25)4.1 辐射防护的成功案例分享 (27)4.2 针对特定场景的辐射防护策略讨论 (28)5. 培训与考核 (29)5.1 培训内容和方法介绍 (29)5.2 通过考试获取认证的相关说明 (30)6. 未来发展趋势与展望 (31)6.1 随着科技发展，辐射防护技术的进步和挑战 (32)6.2 对未来辐射防护工作的建议和展望 (33)1. 辐射防护基础知识辐射是一种自然现象，无时不刻不在我们身边发生。
辐射可以是来自自然界（如宇宙射线、太阳辐射等），也可以是来自人工源（如医疗设备的放射线、核能设施等）。
了解辐射的性质和特点，对于预防辐射伤害和合理利用辐射资源至关重要。
辐射防护是指通过采取一系列措施，防止或减少辐射对人员、财产和环境造成危害。
这包括对辐射源的管理和控制，对人员提供防护措施，以及制定相应的安全标准和法规。
其目的是确保人类活动的安全和健康，同时充分利用辐射的益处。
辐射对人体的影响取决于多种因素，包括辐射类型、剂量、暴露时间以及个体差异等。
不同种类的辐射对人体产生的影响不同，小剂量的辐射可能没有明显影响，但大剂量或长期暴露可能导致健康问题，如皮肤损伤、癌症等。
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探讨辐射防护最优化措施王一霖
发表时间：2017-11-16T20:21:59.570Z 来源：《电力设备》2017年第21期作者：王一霖
[导读] 摘要：在核电企业中集体剂量是WANO同行评估的关键指标，每年WANO组织与我国核能行业协会都会对核电企业集体剂量进行统计排名。
（山东核电有限公司 265100）
摘要：在核电企业中集体剂量是WANO同行评估的关键指标，每年WANO组织与我国核能行业协会都会对核电企业集体剂量进行统计排名。
如何在现有的基础上进行优化以降低集体剂量，是核电企业长期以来努力的目标。
因此，为有效控制集体剂量、贯彻ALARA方针，各核电企业不断开展了辐射防护最优化措施。
本文就辐射防护最优化措施的进行探讨。
关键词：辐射防护；集体剂量；最优化措施
集体剂量作为核电安全状态的评价指标之一，同时也是WANO性能指标。
集体剂量的高低反映了核电机组运行、维修以及安全等综合管理水平[1]。
随着核电辐射防护水平的不断提升，核电厂集体剂量有了明显的降低。
而随着核电技术及辐射安全技术的提升、现场辐射防护水平呈现了大幅度上升，关于辐射防护的最优化措施逐渐成为核电企业现场辐射防护核心内容，同时也是重要研究领域。
辐射最优化措施属于辐射防护体系中的三大原则之一，其重要性在2007年的ICRP建议书中得到了进一步的强化。
目前许多国家已将“降低集体剂量、提升现场ALARA”作为研究的重点，并已制定并实施了相关的研究措施计划[2]。
而我国自1991年建立第一座核电站以来已有20多年，在此期间不断积累了丰富的运营、维修以及辐射防护最优化经验。
本文就对辐射防护最优化措施进行探讨。
1.系统方面辐射防护最优化措施
1.1减少裂变产物生成
由WANO《核电厂辐射防护指南》可知，导致现场辐射水平上升最为关键的因素之一是燃料发生破损[3]。
因此，辐射防护最优化措施之一就是减少燃料破损即减少裂变产物生成。
而减少裂变产物的措施可以通过提高燃料包壳的完整性来实现。
大致方法为：贯彻落实防异物导则，并合理运用化学和容积控制系统（CVS系统）以及反应堆冷却剂系统（RCS系统）对包壳完整性进行有效控制；同时，当一回路在291℃温度下和15.4MPa压力情况下，需要对一回路实施偏碱性环境，并加强对其氢含量的监测。
1.2减少腐蚀活化产物生成
腐蚀活化产物是导致辐射上升的又一因素，而腐蚀活化产物的生成主要与运行系统的操作、一回路水化学的控制以及异物的控制具有密切联系。
在腐蚀活化产物中，放射性锑是主要的核素之一，故有效降低放射性锑对于降低集体剂量具有重要意义。
这可以通过对含有锑材料的设备进行更换。
除此之外，在设备正常运行期间，还可以通过对主系统水质加强净化，采用弱碱性的运行方式，从而减少设备表面辐射与迁移，进而减少腐蚀活化产物生成。
具体技术方法包括对反应堆冷却剂水化学工况、净化系统效率进行优化；适当则在管道中加入锌与贵金属以提高去污能力；采用“降低一回路溶氢”的方式对腐蚀活化产物进行控制等。
1.3加强氧化运行
由于反应堆运行时，主系统冷却剂中所产生的腐蚀活化产物会在管道、阀门以及泵等设备内表面不断沉积，这就使得设备周围的辐射上升。
如不能及时将这些沉积物祛除，在维修工人对设备进行检修时会对其产生大剂量的辐射。
通过加强氧化运行，能够有效降低腐蚀活化产物所造成的辐射强度，进而减少维修工人受辐射剂量。
具体措施可以参考某核电厂：在冷停堆到温度降至82℃（180℉），且溶解氢小于5cc/kg（0.45ppm）后，添加过氧化氢，建立酸性氧化性环境，从而使系统与水中的腐蚀性活化产物镍和钴-58快速氧化溶解，同时少量的钴元素和钴-60发生释放，达到清除腐蚀产物的效果。
2.技术方面的最优化措施
2.1SG蒸汽发生器一次侧堵板工具的改进
某核电厂在对OT110进行换料大修时，对SG蒸汽发生器一次侧堵板工具进行了优化。
通过维持原有堵板方式不变的情况下，将原本每块堵板进行下封头安装时需要2个人进入、时间最短为1min、个人辐射剂量约为2mSv，改进后堵板工具质量较轻、安装更方便。
因此在改进后每块堵板工具安装时只需1人、约40s内即可完成安装。
故在辐射时间、人数以及受辐射剂量上都有了明显的降低。
在进行堵板安装作业时，个人受辐射照射剂量低于0.5mSv，在OT110换料大修时个人受辐射照射剂量最低只有0.18mSv。
故对SG蒸汽发生器一次侧堵板工具进行改进对于辐射防护具有积极意义。
2.2稳压器下封头保温层变更改造
某核电厂在进行稳压器波动管管嘴内圆角区域和波动管嘴与安全端连接焊缝需要做役前及在役检查，而两个检测区域被保温层阻挡，需要拆除原保温，其中共涉及6块保温层，要拆除这6块保温层，需要先拆除72个电加热器的供电电缆，预计拆除时间大约需要15h时间，实际检查时间约2天，这需要花费很长的时间，且房间剂量水平在1~10mSv/h，该工作将导致较高的辐射剂量，而且还可能损坏电加热器。
为满足检查要求，对波动管管嘴及封头处的保温进行分体式设计，则后续在役检查过程中，只需拆除波动管管嘴处的保温，拆除时间小于1h，两项作业内容相同时，集体剂量从原本的大于30mann•mSv降低至小于2mann•mSv，明显地将该项作业的集体剂量降低了。
2.3放射性废物焚烧处理技术
焚烧技术主要处理可燃技术废物，主要以可压缩的防护用品、塑料布、纸、橡胶等为主。
采用焚烧处理技术可以大大减少核电厂产生的废物总量，且放射性废物焚烧技术在美国、法国、德国、日本等国已经有几十座电站和20~30年的运行、管理经验。
以国外某电厂为例，放射性废物焚烧装置处理能力为100Kg/h，1991年8月～2013年9月22年时间为核电厂减少放射性废物总重3966吨[4]。
而随着国内核电厂的运营，产生的放射性废物量也日渐增加，焚烧将有会有效实现减容。
3.其他方面的最优化措施
3.1优化检修的时机
通过对检修的时机进行优化，能够从根本上降低工作人员受辐射照射的剂量。
例如，核电厂在进行脚手架的搭建或拆除保温时，以往会选择在低水位时进行作业。
而将作业的时机提前为系统高水位阶段施工，这能够减少工作人员作业时不必要的辐射照射，从而有效地将相应作业时的集体剂量降低。
某核电厂通过检修时机的优化，将作业时原本的集体剂量175.07manomSv降低至了29.712manomSv。
3.2屏蔽措施
在工作人员进行作业时，通过采取相应屏蔽措施能够减少作业人员的集体剂量。
例如在反应堆厂房中，通过以原有的墙体作为一个相应的屏蔽体，并设置为“低剂量等候区”，从而为让相关的工作人员能够在该区域内进行记录或相应的准备工作。
通过这样的屏蔽方式，让工作人员能够在相对低剂量的区域进行作业，对于减少集体剂量具有明显帮助。
3.3装料前放射性废水过滤器芯、空气过滤器芯更换
由于系统的运行冲洗、厂房清洁度等原因会造成放射性相关系统的水过滤器芯和通风过滤器芯的性能降低，在滤材上已经积累了一部分杂质，在机组装料后运行较短的时间内可能会达到更换的条件。
在机组装料前对水过滤器芯和通风过滤器芯进行更换将有效减少由于过滤器芯装料后过早更换而产生的放射性固体废物量。
3.4管理制度与模式的优化
在核电站辐射防护最优化措施中，制定一个科学、合理的防护水平，并为达到这个水平而制定相应的措施是辐射防护最优化的重点内容。
在实施ALARA时，最关键的在于对工作进行管理，因此无论是项目改造还是检修，都需要将辐射防护最优化放在首位。
在挑选或是调整工作项目时，需要从经济因素、社会因素、个人剂量、受照射人数等方面进行效益—代价的分析。
而在制定检修计划时，则需要维修工程师、生产计划编制人员以及辐射防护工程师进行讨论，以确定最佳的作业时间段，从而保证在最低辐射风险下进行。
参考文献：
[1]孙桂芳,叶杰,滕飞,等.关于辐射防护最优化的探讨[J]. 中国培训,2016(22):296-296.
[2]林用.对辐射防护最优化方法及其应用的探讨[J].大科技,2014(21).
[3]王冠一,张波,贾伟.核设施维修的辐射防护最优化方法案例研究[J].科学与财富,2013(7):22-23.
[4]景顺平.可燃废物焚烧技术在CPR1000 中应用的探讨[J]. 核电（中广核集团内部期刊），2008.。