核电厂实施辐射防护最优化设计中腐蚀产物源项降低的探讨【新】
核设施维修的辐射防护最优化方法案例研究
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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。 根据过程， 建立属性树， 认为主要有６ 个 因素影响， 分别为可避免最大剂 量、 可避免集体剂量 、 代价费用 、 物质条件影 响、 工作人员心理正面影响、 工 作人员心理负面影响。 首先根据属性效用函数 Ｕ＝ －＇ － ｅ 一 计算不同方案的属性效用 。效
属 性名称 效用 表达式
核电大修减少辐射防护废物的建议
核电大修减少辐射防护废物的建议中国辐射防护研究院山西省太原市 030006伴随着核电站的运行，不可避免产生辐射防护废物。
日常运行阶段核电厂的废物产生量趋于平稳。
一年一度的核电大修废物但就辐射防护用品产生的废物来说其产生量就值得关注，因为大修废物的产生量是日常运行（10个月）产生辐防废物的总和或更多。
目前控制区的辐射防护废物一般分为可压缩和不可压缩废物，不可压缩废物包括湿废物及少量金属废物。
为达到废物最小化的目标，就需要对大修产生的辐射防护废物进行分析。
为此我们用两个月的时间对某次大修产生的辐射防护废物进行了分拣工作，以便得到废物的消耗情况由此提出大修中辐射防护用品合理使用的可行性措施。
一、废物的分类分拣第一阶段分拆可压缩废物162包，打包134包，其中塑料类（塑料布、塑料袋、布基胶带、滤盒）78包；纸衣、塑料鞋套、乳胶手套46包；细沙手套、口罩1包；气衣气面罩2包；杂项类废物7包。
第二阶段分拆可压缩废物491包，打包428包，其中塑料类（塑料布、塑料袋、布基胶带、滤盒）269包；纸衣、塑料鞋套、乳胶手套125包；细纱手套、口罩6包；气衣、气面罩10包；棉布2包；杂项类废物16包；金属类0包；玻璃类0包。
第三阶段分拆可压缩废物195包，打包143包，其中塑料类（塑料布、塑料袋、布基胶带、滤盒）83包；纸衣、塑料鞋套、乳胶手套46包；细纱手套、口罩4包；气衣、气面罩1包；棉布0包；杂项类废物8包；金属类1包；玻璃类0包。
二、废物的分类分拣统计三个阶段共分拆可压缩废物848包，打包705包，其中塑料类（塑料布、塑料袋、布基胶带、滤盒）430包；纸衣、塑料鞋套、乳胶手套217包；细纱手套、口罩11包；气衣、气面罩13包；棉布2包；杂项类废物31包；金属类1包；玻璃类0包。
具体情况如下表1和下图所示：表1 可压缩废物分拣统计表备注：1月份162包为总数，通过分拣分类为“小件金属废物（0包）、玻璃类废物（0包）、纸衣、鞋套、乳胶手套（46包）、细沙手套、口罩（1包）、气衣、气面罩（2包）、棉布（0包）、塑料类（78包）、杂项类废物（7包）”收集废物减容后为134包。
“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。
探讨辐射防护最优化措施 王一霖
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。
核电厂辐射环境监测与分析优化研究
核电厂辐射环境监测与分析优化研究核电厂作为发电行业中重要的一环，其辐射环境的监测和分析对于保障公众健康和环境的安全至关重要。
本研究旨在探讨核电厂辐射环境监测的现状和存在的问题，并提出优化方案，以提高辐射环境监测的准确性和有效性。
首先，核电厂辐射环境的监测是保障公众健康的重要任务。
辐射环境监测主要包括空气中的辐射能量、土壤辐射以及水源辐射等多个方面。
通过对这些环境中辐射水平的监测，可以及时发现辐射异常情况，采取预防和控制措施，最大限度地降低辐射对人体和环境的影响。
然而，目前核电厂辐射环境监测中存在一些问题。
首先，监测设备的更新和维护不够及时，可能导致监测数据的准确性受到影响。
其次，监测网络覆盖不足，监测点的选取和布局不科学，可能导致监测结果的局限性。
此外，监测数据的分析和应用还有待进一步提升，以更好地支撑核电厂环境管理和保护工作。
为解决这些问题，可以从以下几个方面进行优化。
首先，建议核电厂加强对辐射监测设备的维护和更新，确保设备的可靠性和精度。
其次，应该建立一个全面的监测网络，覆盖核电厂周边区域，以获取更全面和准确的监测数据。
监测点的选择和布局应根据地理环境和环境敏感性进行科学规划，保证监测结果的可靠性和代表性。
此外，核电厂辐射环境监测数据的分析和应用也需要加强。
监测数据不仅要及时收集、存储和传输，还应该进行深入的分析和利用。
可以借助先进的数据分析技术，如大数据分析和人工智能等，对辐射监测数据进行整合和挖掘，以发现可能存在的辐射异常情况，并提前采取相应的措施。
此外，还可以将监测数据与环境模型进行结合，进行辐射扩散和风险评估，为核电厂环境管理和保护提供科学依据。
最后，核电厂应加强与相关部门和公众的沟通与合作。
在辐射环境监测方面，应及时向公众发布监测结果和评估报告，保障信息的透明度和公正性。
此外，应与环保部门、卫生部门等部门加强合作，共同研究辐射环境监测和保护的相关技术和政策，加强监管和管理。
综上所述，核电厂辐射环境监测和分析的优化研究是十分重要的。
核电厂腐蚀与防护探讨
核电厂腐蚀与防护探讨摘要：本文主要介绍了核电厂目前存在的典型腐蚀类型，阐述了核电厂的腐蚀机理与特点。
针对目前核电厂发生的典型腐蚀事例，提出了核电厂在腐蚀方面的防护措施，为国内核电厂腐蚀防护工作提供参考。
关键词：核电厂；腐蚀；典型；防护1.背景概述目前，我国正大力发展核电，由于核电行业的特殊性，导致核电产业的安全始终受到国家及整个核电领域的重视。
一般核电从建造到首次运行的周期为60个月，因为长时间的建造和运行周期，导致设备腐蚀的现象也慢慢开始显现。
核电站一个百万千万级的机组寿命周期大概为60年，机组长时间的运行导致我们必须对核电厂系统和设备的腐蚀老化引起足够的重视。
在核反应堆中所用的材料，尤其是堆芯材料（如燃料元件包壳）的工作环境是很恶劣的。
它们必须在强辐照场内，在高温、高压、高热流的介质中有良好的使用性能。
2.核电厂常见腐蚀类型在核电厂中局部的电化学腐蚀是较常见的，例如：应力腐蚀、点腐蚀、缝隙腐蚀、冲刷腐蚀和微动腐蚀等，而应力腐蚀是核电厂中影响较为严重的腐蚀类型。
2.1腐蚀机理与分类2.1.1腐蚀的定义材料和周围环境发生化学或电化学的作用而破坏。
核反应堆材料的腐蚀指堆用材料（主要为金属及合金）和堆内介质（氦、二氧化碳、水、钠等）相接触，发生化学、电化学变化或物理溶解而产生的破坏作用。
2.2点腐蚀点腐蚀简称点蚀（pitting corrosion），又称为小孔腐蚀，通常指具有易钝化特性的金属或合金表面在含有Cl?等有侵蚀性阴离子与氧化剂共存的溶液环境中发生的一类腐蚀。
点腐蚀是一种局部腐蚀，通常发生在材料表面不易发生腐蚀的地方，或者是存在轻微腐蚀的地方。
当介质中存在有氯离子时会造成氧化膜的局部破坏，如果坑底能得到介质中的氧，氧化膜可以得到修复，蚀坑就不会加深；但如果蚀坑较深，妨碍坑内外物质迁移，就会使坑内溶液发生浓缩，氯离子浓度逐渐增大，在坑内形成酸性的浓缩溶液，使腐蚀不断加深，直至穿孔【2】。
如图2-1所示。
核电站运行期间辐射安全防护工作的管理与优化技术
核电站运行期间辐射安全防护工作的管理与优化技术摘要：辐射防护作为核电站运行期间关注的焦点问题，根据2011年日本福岛第一核电站核泄漏事故带来的后果，世界各国在重视核电站安全管理工作的同时，加强了有关技术理念的创新研究力度，以期为构建和谐稳定的核电站工作环境奠定基础保障。
本文研究在了解核电站辐射概念的基础上，从内外安全防护入手，深层探讨了核电站运行期间辐射安全防护工作的管理和优化技术。
关键词：核电站；辐射；安全防护；屏蔽；高风险项目0引言：虽然核能具有极高的能量密度，但在应用期间对人类和生态环境会产生放射性危害，这也是全球科研学者研究的核心问题。
在我国核电事业稳步发展中，核电站运行必须要考虑辐射安全防护问题，通常来讲辐射防护分为两种形式，一方面是指外部防护，另一方面是指内部防护。
两者的核心目的是在保障核电站运行状态的基础上，将任何排放计划可能产生的辐射问题控制在最低，以此降低所有事故的放射性后果。
1.核电站辐射的内涵简单来讲，辐射是指能量依据粒子或电磁波的形式向外界扩散。
在自然生态环境中，所有物体只要温度处在零度以上，都会利用粒子或电磁波的方式持续向外界传送能量，这种方式被称作辐射。
本文研究的是核电站辐射概念，其包含三种射线：首先，α射线是指氦核，属于不稳定核氦衰变期间内射出来的；其次，β射线是指电子流，是依据原子核发射的高速电子构成的；最后，γ射线属于波长较短且能量单一的电磁波，不具备电荷和静止质量[1]。
2.核电站运行期间辐射安全防护工作的管理和优化技术2.1外部防护首先是指时间防护，这项工作需要系统了解核电站内部人员接受核电辐射的累积和时间长短，实际防护对策要在不改变接受辐射程度的基础上，有效控制工作人员在放射源周边的停留时间；其次是指距离防护，这项工作是当前核电站运行期间最常见的安全防护手段，一方面要先明确现有放射源和影响强度，另一方面要准确计算辐射场内部的有害距离和照射数量，而后在控制两者距离的基础上，让工作人员在安全距离范围内工作，以此保障自身的安全性；再次是指辐射源头，退选工作要在辐射源头安装屏蔽物，以此控制辐射对内部人员造成的危害；最后是指屏蔽保护，这项工作要比前者更加复杂，需要在工作区域和放射源之间做好屏蔽处理，常见的方式有钢板、混凝土等屏蔽物[1]。
核电厂辐射防护规程
核电厂辐射防护规程随着能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式，越来越受到关注。
在核电厂的运营过程中，辐射防护成为一个至关重要的方面。
本文将就核电厂辐射防护规程展开论述。
一、辐射防护目标和原则核电厂辐射防护的首要目标是保障工作人员的安全和健康。
为实现这一目标，辐射防护需遵循以下原则：1.最低合理剂量原则：核电厂应根据工作环境和岗位特性设定辐射剂量的安全限值，并通过采取合理的防护措施，尽可能降低辐射暴露程度。
2.风险评估和管理：核电厂应定期进行辐射风险评估，评估相关设备和工作流程可能产生的辐射风险，并采取相应的管理措施，保障工作人员的安全。
3.防护措施和装备：核电厂应根据辐射风险评估结果，配置适当的个人防护装备和设备，包括辐射屏蔽及监测设备等，以降低辐射对员工的影响。
4.持续监测和控制：核电厂应建立完善的辐射监测系统，对核电厂内外的辐射水平进行实时监测和记录，确保辐射水平始终处于安全范围内。
5.培训和教育：核电厂应对工作人员进行相关的辐射防护培训和教育，提高其对辐射防护的认识和意识，并确保其能够正确使用个人防护装备。
二、核电厂辐射防护管理核电厂辐射防护管理是确保辐射防护措施有效落实的关键环节。
以下为核电厂辐射防护管理的主要内容：1.辐射防护责任分工：核电厂应明确各级管理人员在辐射防护工作中的责任和职责，并将其纳入日常工作考核体系。
2.辐射防护计划：核电厂应制定详细的辐射防护计划，包括工作流程、设备配置、员工培训等方面的内容，并定期进行评估和修订。
3.辐射防护设施建设：核电厂应建立与辐射防护相关的设施，包括辐射防护室、测量实验室、辐射监测点等，确保辐射防护工作的有效开展。
4.辐射监测和报告：核电厂应定期进行辐射监测，并及时向有关部门提交辐射水平报告，确保迅速采取相应措施。
5.事故应急预案：核电厂应制定完善的辐射事故应急预案，明确各级员工在紧急情况下的应对措施和责任，以最大限度地减少事故对员工的影响。
核电厂环境辐射防护办法
核电厂环境辐射防护办法核电厂是一种利用核能进行发电的设施，它有着明显的优势，如高能源密度、低碳排放等。
然而，核电厂在发电过程中会产生辐射，因此，环境辐射防护办法是核电厂运行中必不可少的一项重要工作。
本文将就核电厂环境辐射防护办法展开讨论。
一、核电厂环境辐射的来源和影响核电厂环境辐射主要来自以下几个方面：1. 核反应堆: 核反应堆是核电厂最主要的辐射源之一，它在核裂变过程中会产生大量的辐射能量，如中子、γ射线等。
2. 放射性废物: 核电厂产生的放射性废物也是环境辐射的重要来源之一。
这些废物包括燃料棒、冷却剂、部分设备等。
这些废物会通过液体、气体或固体形式释放出各种辐射。
核电厂环境辐射会对人类和环境产生一定的影响，主要有以下几个方面：1. 人体健康: 过量的辐射对人体健康造成潜在的威胁。
长期暴露在核电厂环境辐射下可能导致辐射病变，增加患癌症的风险。
2. 生态环境: 核电厂环境辐射对生态环境也具有一定的影响。
辐射对动植物的生长和繁殖能力产生负面影响，可能导致生态系统的紊乱。
二、核电厂环境辐射防护办法为了保护人类和环境免受核电厂环境辐射的危害，核电厂采取了一系列的环境辐射防护办法：1. 设施抗辐射措施: 核电厂设计和建设过程中，需要考虑到抗辐射措施，如使用辐射屏蔽材料、加厚建筑物墙壁等，以减少辐射向外泄漏的可能性。
2. 辐射监测: 核电厂周边设置辐射监测设备，实时监测环境中的辐射水平。
一旦辐射超过限制值，核电厂会采取相应的措施，如停机检修、封堵辐射泄漏点等。
3. 放射性废物管理: 核电厂需要建立完善的放射性废物管理系统，将废物妥善封存、处理和处置，以避免对环境和人类造成污染和危害。
4. 人员防护: 核电厂要求工作人员必须佩戴适当的防护装备，如防辐射服、防护眼镜等，以减少辐射对人体的伤害。
5. 紧急应急预案: 核电厂制定紧急应急预案，以应对可能发生的事故和突发情况。
这些预案包括对周边居民的疏散和安置、事故处理和泄漏控制等。
核电厂辐射防护措施规程
核电厂辐射防护措施规程一、引言随着科技的不断进步和能源需求的增长，核能作为一种清洁、高效的能源来源正在得到广泛运用。
然而，核电厂在发电过程中会产生辐射，对环境和人体健康造成潜在威胁。
因此，制定一套科学合理的辐射防护措施规程，对于核电厂的安全运营至关重要。
二、辐射防护原则1. 最低合理剂量原则核电厂应依据现有国际和国内辐射防护标准，制定本规程。
在核电厂的运营过程中，应按照最低合理剂量原则控制辐射水平，使工作人员和公众的辐射剂量限制在安全范围内。
2. 风险评估和管控原则核电厂应进行全面的辐射风险评估，分析可能产生的辐射源、辐射途径、辐射剂量等因素，制定相应的管控措施，以减少辐射对环境和人体健康的潜在影响。
3. 合理使用时间、距离和屏蔽原则核电厂工作人员应尽量缩短接触辐射源的时间，保持适当的距离，采取合适的屏蔽措施，降低接受辐射的剂量。
三、辐射防护管理1. 辐射监测与控制核电厂应建立完善的辐射监测体系，对厂区内外的辐射水平进行实时监测。
通过监测数据，及时发现异常情况，并采取相应的控制措施，确保辐射水平稳定在安全范围内。
2. 人员防护措施核电厂应落实必要的人员防护措施，包括但不限于穿戴辐射防护服、佩戴个人剂量计、进行辐射安全培训等。
工作人员应按照规程规定的操作要求进行工作，减少接触辐射的机会。
3. 应急准备措施核电厂应建立健全的应急准备措施，制定应急预案，定期进行演练。
在发生辐射事故或突发情况时，能够迅速、有效地采取措施，最大限度地减少辐射对环境和人体的危害。
四、辐射防护设施1. 辐射区域划分核电厂应根据辐射水平和工作风险，将核设施划分为不同的辐射区域，分别采取相应的防护措施。
同时，制定相应的进入限制和防护要求，确保工作人员只在必要情况下进入辐射区域。
2. 辐射屏蔽与隔离核电厂应在辐射区域的周边建立适当的辐射屏蔽和隔离设施，以减少辐射对周围环境和人员的影响。
建筑材料、设备结构等应选用适当的防护材料，保证防护效果达到设计要求。
海阳核电厂辐射防护设计优化及效果分析
第43卷㊀第6期2023年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.6㊀㊀Nov.2023㊃辐射防护方法㊃海阳核电厂辐射防护设计优化及效果分析苟全录,王彩霞,张建年,万灯炜,余小东,王一霖(山东核电有限公司,山东烟台265116)㊀摘㊀要:海阳核电一期工程两台机组采用AP1000技术路线,其辐射防护设计在采用先进成熟技术的基础上,采用了如使用非能动安全系统来减少设备数量㊁反应堆压力容器采取一体化顶封头设计㊁主泵采用免维护屏蔽泵㊁蒸汽发生器一回路水室采用电解抛光技术㊁乏燃料转运通道采用水囊屏蔽等大量优化设计,以提高设备可靠性,减少维修维护工作量,降低机组辐射水平和工作人员职业照射剂量㊂本文简要介绍了海阳核电厂辐射防护设计中所采取的主要优化措施,并通过与国内运行核电厂相关典型数据的对比分析,给出了相关优化设计所取得的防护效果,以供后续核电项目辐射防护设计参考㊂关键词:辐射防护;设计优化;防护效果中图分类号:TL75文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-05-06作者简介:苟全录(1966 ),男,1989年毕业于兰州大学核物理专业,1992年毕业于中国辐射防护研究院辐射防护与环境保护专业,获硕士学位,研究员㊂E -mail:gouquanlu123@㊀㊀核电厂的辐射安全历来受到相关国际机构㊁国家监管部门和营运单位的高度重视,国际原子能机构(IAEA)在其‘基本安全原则“[1]中的原则5明确提出: 必须实现防护的最优化,以提供合理可行的最高安全水平㊂为确定相关辐射风险是否处于可合理达到的尽量低水平,必须采用分级方法预先对正常运行㊁异常工况或事故工况所造成的所有这类风险进行评定,并在设施和活动整个生命周期内定期重新评估㊂ 国家标准‘电离辐射防护与辐射源安全基本标准“(GB 18871)[2]规定: 辐射防护最优化是辐射防护的重要原则,必须贯穿于实践或设施的选址㊁设计㊁运行和退役的全过程㊂良好的辐射防护设计是核电厂降低工作人员职业照射剂量㊁实现辐射防护最优化管理㊁确保辐射安全目标的基础㊂海阳核电一期工程两台机组采用AP1000技术路线,已分别于2018年10月和2019年1月投入商业运行㊂海阳核电厂的辐射防护设计在采用先进成熟技术的基础上作了大量优化设计,比如采用非能动安全系统来减少设备数量㊁反应堆压力容器采取一体化顶封头设计㊁主泵采用免维护屏蔽泵㊁蒸汽发生器一回路水室采用电解抛光技术㊁乏燃料转运通道采用水囊屏蔽和一回路注入贫化锌等㊂通过设计优化来提高设备可靠性,减少维修维护工作量,以降低机组辐射水平和工作人员职业照射剂量,为电厂运行辐射防护最优化管理奠定了良好基础㊂1㊀海阳核电厂辐射防护设计特点㊀㊀1.1㊀保证辐射防护最优化设计的管理措施㊀㊀海阳核电厂辐射防护设计在遵循国际㊁国内相关设计规范[3-4]要求的同时,综合考虑了放射性设施和系统设备布局㊁工作场所辐射分区㊁工作人员个人和公众辐照剂量限制等因素,并考虑我国社会和经济因素的影响加以全面优化㊂为保证辐射防护最优化要求的落实,在设计过程中采取了如下管理措施:(1)规范的设计管理㊂为规范辐射防护设计,AP1000设计方编制了专门的辐射防护最优化设计管理大纲和程序,对所有参加设计的人员给予培训,保证设计工作有序开展,满足核电厂辐射防护ALARA 目标要求㊂(2)有经验的设计人员㊂尽可能安排有丰富工作经验,且在其他核电厂从事过类似设计或者服务工作的人员参加设计,保证已有的运行经验能反馈到AP1000设计中,尽可能吸收已往良好实苟全录等:海阳核电厂辐射防护设计优化及效果分析㊀践和经验教训㊂(3)严格的设计审查㊂审查包括由美国电力研究院和电力公司指导委员会及其下属委员会进行的独立评审,以及由上海核工程研究设计院有限公司牵头的国内审查㊂内容包括:电厂设计和厂房㊁系统设备的整体布置,与辐射防护相关的屏蔽㊁通风和辐射监测系统,与实体保卫㊁通行控制和访问控制相关的设施,含有放射性工艺流体的系统管道走向布置等㊂保证ALARA管理大纲和程序要求得到落实,所有包含辐射源的系统设备㊁工艺管道布置合理并得到适当的屏蔽,尽量减少工作人员的照射㊂(4)多方协作落实最优化要求㊂要达到辐射防护最优化目标,需要电厂设计者(包括设备或系统供货商)㊁建造商(A/E公司)和电力公司的共同协作㊂为此设计方编制了AP1000机组ALARA 手册,为电力公司㊁建造商(A/E公司)和设备或系统设计方提供辐射照射管理信息㊁技术和指南,包括从运行电厂获得的数据,以便在电厂设计㊁设备制造㊁建设到运营的全过程中落实ALARA要求,保证工作人员的职业辐射照射达到合理可行尽量低的水平㊂1.2㊀辐射防护设计优化的总体考虑㊀㊀辐射防护最优化管理涉及核电厂的整个寿期,因此在核电厂设施和系统布置上,需要综合考虑核电厂正常运行㊁维护和维修㊁换料操作和燃料贮存㊁在役检查和标定㊁放射性废物处理和处置㊁其它预期运行事件以及退役等活动的实际需要㊂为此海阳核电厂的辐射防护设计主要考虑从降低辐射源项,提高设备可靠性,改善维修可达性,以及使用先进技术手段等方面进行了优化㊂具体列于表1㊂表1㊀辐射防护设计优化总体考虑及主要措施1.3㊀辐射防护设计优化措施1.3.1㊀关键系统设备设计优化㊀㊀海阳核电厂在机组一回路关键设备和部件的设计和选择上作了大量优化,采用非能动安全系统,极大地减少了含放射性的设备和部件数量,通过设计优化提高设备可靠性㊁减少设备维护量,有效降低了电厂整体辐射水平和人员在辐射工作区域的时间,为辐射防护最优化管理奠定了良好基础㊂对主要关键设备的优化措施列于表2㊂1.3.2㊀对关键系统设备部件中钴杂质的限制㊀㊀海阳核电厂在设计上严格限制反应堆一回路主要设备金属基材中的钴杂质含量,含钴的硬质材料如钨铬钴合金的使用范围也仅局限于有可靠性要求的部件㊂镍基合金主要用在蒸汽发生器铟科镍材质的传热管中,一般禁止使用锑和其它低熔点金属,禁止在反应堆冷却剂泵及其轴承中使用锑㊂一回路主要设备部件技术规格书中规定了明确的钴含量限值,列于表3㊂另外,在设备部件制造和运行期间,不允许铅㊁锑㊁镉㊁铟㊁汞和锡等金属及其合金与专设安全设施部件的不锈钢或锆合金零件接触㊂铅㊁锑㊁镉㊁或铟含量超过1%的合金材质轴承不能与反应堆冷却剂接触㊂上述措施从源头上减少了腐蚀产物的产生,不但降低了系统设备本身的辐射水平,也减少了总的电厂辐射源项㊂1.3.3㊀放射性工艺系统管道及设备布置优化㊀㊀在满足系统功能和运行控制要求的前提下,海阳核电厂的辐射防护设计中对放射性工艺系统㊀辐射防护第43卷㊀第6期㊀㊀㊀㊀㊀㊀表2㊀对主要关键设备的优化措施表3㊀反应堆一回路主要设备部件钴杂质限值Tab.3㊀Cobalt impurity limits for main equipment components of primary coolant circuit管道及设备,以及与其相关的阀门㊁仪表和系统所涉及贯穿件等在空间布置上采取优化措施,以减少对工作人员的辐射照射㊂如将放射性和非放射性系统分开布置,尽可能将放射性系统管线布置在离地面距离较高的位置,将贯穿件上下错位布置;在阀门的选型上,根据其所在系统的潜在放射性水平和使用频度来选择电动㊁气动或其它远程启动的阀门;将各类监测仪表和装置布置在远离辐射源的低辐射区域㊂具体优化措施列于表4㊂2㊀辐射分区优化及源项控制措施2.1㊀辐射分区优化㊀㊀海阳核电厂的设计方提供的辐射分区是根据工作场所的辐射水平按 非常低㊁低㊁中等㊁高和非常高 来划分的,分为10个子区㊂在此基础上电厂根据GB 18871和HAD 102/12‘核动力厂辐射防护设计“相关规定及国内核电厂管理实践提出了优化的管理分区,即工作场所分为非限制区㊁监督区和控制区㊂控制区按辐射水平从高到低依次苟全录等:海阳核电厂辐射防护设计优化及效果分析㊀㊀㊀㊀㊀㊀表4㊀放射性工艺系统管道及设备现场布置优化措施划分为红区㊁橙区㊁黄区和绿区四个区域,并提出了不同的管理要求㊂海阳核电厂的设计分区和管理辐射分区列于表5㊂表5㊀海阳核电厂设计辐射分区和管理分区的关系2.2㊀设计上采取的源项控制措施㊀㊀核电厂停堆换料大修期间的主要辐射源项来源于反应堆一回路系统中的活化腐蚀产物,其对辐射场的贡献高达90%,因此如何有效控制反应堆一回路的水化学环境,减少放射性腐蚀产物的产生就显得尤为重要㊂与国内已运行核电机组相㊀辐射防护第43卷㊀第6期比,海阳核电厂一回路系统水化学控制主要有两个明显的特点:一是通过向一回路冷却剂系统直接注入高压氢气来控制冷却剂中的氢含量,而不是通过容控箱向一回路注入氢气;二是运行期间连续向一回路冷却剂中注入醋酸锌,以控制一回路系统设备材料的腐蚀,减少放射性腐蚀产物的产生㊂(1)一回路溶氢控制如果反应堆一回路冷却剂系统处于氧化性环境,会加速一回路设备表面腐蚀产物的形成和转移,因此正常运行期间在反应堆一回路中加入一定量的溶解氢,不但可以将一回路氢浓度控制在一个合理的范围以保持还原性环境,减小一回路相关设备材料的腐蚀,降低机组的放射性源项,同时还原性环境还能限制水的辐照分解和氧化㊂海阳核电厂正常运行期间一回路溶解氢浓度限值控制在25~50mL/kg,当RCS溶氢低于该限值时,运行人员通过调整加氢速率增加溶解氢的加入量㊂(2)一回路pH值调节将机组一回路的pH值控制在适当范围有利于降低系统设备材料的腐蚀㊁控制腐蚀产物的迁移和沉积,防止腐蚀产物迁移至堆芯后被活化㊂过低的pH值会增加堆芯沉积和发生轴向功率偏移的危险性,pH值太高会引起不锈钢㊁镍基合金特别是燃料包壳的苛性腐蚀[5]㊂海阳核电厂采取在一回路中添加氢氧化锂的方式来中和硼酸,并将pH值调节至弱碱性,以减少材料的腐蚀速率㊂在pH值的调节上采用改进型Li-B协调曲线,如图1所示㊂即在机组启动加热过程中维持4.5 ppm(10-6)的锂浓度,然后沿着pH值7.0进行协调变化,锂浓度达到3.3ppm后保持恒定,维持3.3ppm直到目标pH值7.3,后续锂浓度随着硼浓度协调变化,维持目标pH值7.3,达到目标pH 值后允许有0.1pH值的上下浮动区间㊂(3)反应堆一回路加锌技术有关资料表明[6],在反应堆一回路中注入Zn 时,Zn会扩散进入氧化物晶格并与Co离子竞争氧化腐蚀层中的电子空穴,部分Co发生结构重组,在设备表面形成了新的更加致密和稳定的氧化层,从而降低了进入一回路冷却剂中Co的含量,阻止更多的Co结合进入堆芯外层铬铁矿尖晶石中,减小潜在的腐蚀速率,降低一回路关键设备敏图1㊀海阳核电AP1000机组硼锂协调曲线Fig.1㊀Coordination curve of Boron and Lithium of AP1000unit of Haiyang Nuclear Power Plant感材料的应力腐蚀开裂,缓解杂质导致的堆芯功率偏移和杂质导致的局部腐蚀,减小电厂的辐射源项和运行期间机组的辐射场大小㊂海阳核电1㊁2号机组设计有连续加锌管线,加锌的方式是通过锌添加箱往一回路中连续注入20~5000ppm (10-6)的醋酸锌,最大添加速率为0.01m3/h,锌添加箱中的醋酸锌浓度主要根据系统中锌浓度是否平衡㊁净化流量和加锌泵流量确定配置㊂电厂在首次热态功能试验期间就开始加锌,正常运行期间对RCS进行连续加锌,程序规定一回路锌浓度限值小于40ppb(10-9)㊂短期(7d)内无法加锌不会对反应堆冷却剂系统的化学工况及机组辐射场产生有害的影响,但当加锌功能恢复后应增大加锌泵的流量,以弥补暂停加锌期间的锌损耗㊂3㊀辐射防护设计优化措施效果分析㊀㊀目前世界上仅有4台AP1000机组在运行,由于其设计理念与国内外其他已运行机组不同,积累的运行数据有限,因此对海阳核电厂在辐射防护设计优化措施所取得的实际辐射防护效果的细致深入评价,还有待于通过电厂的后续运行积累大量数据才能开展㊂为此,本文仅选取目前在国内运行机组中占大多数的M310改进型CPR机组,从大修工作单数量㊁辐射工作数量㊁主要检修项目等几方面进行定性比较,并将AP1000机组与其他类型机组十年大修的典型作业集体剂量㊁以及电厂集体剂量等几个方面进行定性或定量的比较,说明海阳核电厂辐射防护设计优化的实际效苟全录等:海阳核电厂辐射防护设计优化及效果分析㊀果㊂同时参考相关文献资料对一回路加锌技术所带来的辐射剂量降低效果予以说明㊂3.1㊀海阳核电厂与CPR 机组检修项目比较㊀㊀以海阳核电厂2#机组首次大修HY201与国内某CPR 型机组最短首次大修H401为例,从预防性维修工单数量㊁纠正性维修工单数量㊁其他工单数㊁大修总工单数㊁以及辐射工作数量所占比例等几方面进行比较㊂可以发现,海阳核电厂HY201大修不论是大修工单总数,还是具体的预防性维修㊁纠正性维修工单数量,或其他工单数,均明显少于H401㊂具体如图2所示㊂图2㊀HY201与H401大修工单数及辐射工作数量对比Fig.2㊀The number comparison of overhaul workorders and radiation work between HY201and H401由图2可以看出,与国内典型CPR 型机组首次大修相比,AP1000机组的大修检修项目减少明显,尤其是纠正性维修数量优势更加明显㊂虽然两次大修的辐射工作数量占大修总工单数的比例较为相近,但总量上AP1000机组的辐射工作数量明显较少,且对集体辐射剂量贡献较大的纠正性维修数量也大幅减少,为缩短大修工期及节省大修集体剂量创造了有利条件㊂3.2㊀海阳核电厂与CPR 机组十年大修主要辐射工作项目比较㊀㊀由于机组设计和运行所遵守的标准规范要求不同,海阳核电厂在换料大修的辐射工作项目上与CPR 型机组相比存在较大区别㊂如海阳核电厂仅在大修后机组上行阶段对一回路边界上的相关阀门㊁人孔等进行泄漏检查,而CPR 型机组则需要执行一回路水压试验;需要在低低水位状态下检修的阀门比较少;主泵的检查维护比较简单,无需对主泵进行解体;只需进行2台蒸汽发生器(SG)的传热管进行涡流检查等㊂总体而言,海阳核电厂的优化设计使得海阳核电厂的大修辐射工作项目相比于CPR 型机组比较少,因此其人员集体剂量处于比较低的水平㊂详细对比列于表6㊂表6㊀海阳核电厂与CPR 型机组大修主要辐射工作项目对比Tab.6㊀Comparison of major radiation work itemsbetween Haiyang NPP and CPR type units during overhaul3.3㊀海阳核电厂与国内部分机组首次大修工期及集体剂量比对㊀㊀按照新的典型机组和大修工期最短的原则,选择CPR㊁华龙一号和EPR 各一台机组的首次大修与海阳和三门四台AP1000机组的首次大修工期及集体剂量进行了对比㊂其中CPR 型机组选择了首次大修最短工期的红沿河核电厂4号机组H401,华龙一号选择了福清核电厂5号机组FQ501,EPR 为台山核电厂1号机组T101㊂总体上看,AP1000机组不论是在大修工期,还是在大修集体剂量方面均有较为明显的优势具体列于表7㊂表7㊀AP1000机组与其他类型机组首次大修工期及集体剂量对比Tab.7㊀Comparison of the first overhaul duration andcollective dose between AP1000unitand other types of units㊀辐射防护第43卷㊀第6期3.4㊀海阳核电厂与国内核电机组十年大修典型作业的集体剂量比对㊀㊀目前国内运行核电机组已连续安全运行多年,共进行了100余次的换料大修㊂根据机组大修期间的集体剂量构成分析,提出了推荐的十年大修典型辐射工作项目集体剂量经验值㊂海阳核电厂的设计方也根据机组设计特点及多年积累的实践经验给出了AP1000机组典型辐射作业的集体剂量值,详见表8㊂从表8中典型辐射作业的预期集体剂量比较来看,海阳核电厂大修典型辐射作业的集体剂量值明显较低㊂表8㊀海阳核电厂与国内运行机组十年大修典型作业集体剂量对比Tab.8㊀Comparison of collective dose for thetenth year overhaul typical operations of Haiyang3.5㊀反应堆一回路加锌技术对辐射剂量降低的预期效果分析㊀㊀目前世界上绝大多数核电机组是在运行数个燃料循环后才开始向反应堆一回路加锌的,这些采用加锌技术机组的运行实践表明,加锌技术在缓解反应堆一回路冷却剂系统的腐蚀和降低机组停堆活动辐射剂量率方面均取得了良好的效果[7]㊂其中日本北海道电力公司的Tomari3机组是目前唯一从热态功能试验开始加锌的PWR机组,SG传热管采用690TT合金㊂Tomari3除加锌以外,其他水化学条件与参考电厂Tomari1相同,Tomari3的运行结果表明[8]:Tomari3的腐蚀产物比参考电厂Tomari1同期降低了75%;运行一个燃料循环后,Tomari3反应堆顶盖和主管道平均剂量率水平与Tomari1同期相比降低了40%~60%㊂由于AP1000机组采用的SG传热管材料与Tomari 3机组SG传热管的材料相同,尽管目前还没有不采用加锌技术的AP1000运行机组,但由此可以定性地说明海阳核电厂采用加锌技术对辐射剂量降低的预期效果是明显的㊂3.6㊀一回路溶氢和pH值调节控制对减少辐射源项的效果分析㊀㊀在核电厂功率运行期间,将反应堆一回路氢浓度和pH值控制在合理的范围之内以保持一回路冷却剂系统处于还原性环境,有利于降低一回路系统设备材料的腐蚀㊁控制腐蚀产物的迁移和沉积,防止腐蚀产物迁移至堆芯后被活化,从而降低反应堆一回路相关系统的辐射源项以及相关区域的辐射水平㊂这已经是被世界核电运行史证明的成熟实践,海阳核电厂也不例外,本文不再赘述㊂4㊀结束语㊀㊀海阳核电厂自2018年商运以来,电厂总体辐射安全状况受控,辐射防护管理绩效良好㊂电厂日常运行和机组大修的工作人员个人最大剂量和集体剂量在同类机组中均处于较低水平,辐射防护最优化管理绩效持续提升㊂与国内典型CPR型机组的首次大修相比,AP1000机组的大修检修项目减少明显,尤其是纠正性维修减少数量更加明显㊂与其他类型机组相比,其首次大修工期更短,典型作业的集体剂量和电厂大修的集体剂量等均处于较低水平㊂另一方面,海阳核电厂由于运行时间短,实践经验有限,需要与国内外先进同行对标交流,学习行业良好实践,才能不断改善电厂辐射防护管理绩效,有效避免发生非计划照射事件,满足电厂安全可靠运行的需要㊂参考文献:[1]㊀International Atomic Erergy Agency.Fundamental safety principles:Safety Fundamentals No.SF-1[S].Vienna:IAEA,2007.[2]㊀核工业标准化研究所.电离辐射防护与辐射源安全基本标准:GB18871 2002[S].北京:中国标准出版社,2002.苟全录等:海阳核电厂辐射防护设计优化及效果分析㊀[3]㊀International Atomic Erergy Agency.Radiation protection aspects of design for nuclear power plants:Safety Guide No.NS-G-1.13[S].Vienna:IAEA,2005.[4]㊀国家核安全局.核动力厂辐射防护设计:HAD102/12 2019[S].2019.[5]㊀方岚,徐春艳,刘新华,等.压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨[J].辐射防护,2012,32(1):8-14.[6]㊀Tigeras A,Debec G,Jeannin B,et al.EDF Zinc injection:analysis of power reduction impact on the chemistry andradiochemistry parameters[C]//Proceedings of the international conference on water chemistry in nuclear power plants.Jeju Korea.2006(2):1.[7]㊀阙良生,孙兴旗.加锌在新建核电厂的应用研究[C]//中国核科学技术进展报告(第四卷),核化学与放射化学分卷,2015.[8]㊀Hayakawa H,Mino Y,Nakahama S,et al.Effect of zinc injection from hot functional test at Tomari Unit3[C]//inProceedings of NPC2010,Quebec,October3-7,2010,Paper1.15P.Design optimization and effect analysis for radiationprotection in Haiyang nuclear power plantGOU Quanlu,WANG Caixia,ZHANG Jiannian,WAN Dengwei,YU Xiaodong,WANG Yilin(Shandong Nuclear Power Co.Ltd.,Shandong Yantai265116)Abstract:Both units of Haiyang Nuclear Power Plant(NPP)Phase I have been equipped with AP1000 technology designed by Westinghouse of the United States.The radiation protection design was based on the priority of using advanced and mature technology.In order to reduce the radiation level of reactor unit and the occupational exposure dose to the staff,a lot of optimization design technology have been used:such as adopting the passive safety system to reduce the amount of equipment;integrated top head design of reactor pressure vessel;the maintenance-free main shield pump;steam generator primary circuit water chamber which adopted electrolytic polishing technology;spent fuel transport channel using of blocking water sac to improve equipment reliability;in order to reduce the maintenance workload.The main optimization measures adopted in the radiation protection design and the protection effect obtained by these measures were introduced,through comparison and analysis with typical data of domestic operating nuclear power plants.These measures can be used for reference for the optimization of radiation protection design in subsequent Phases of Haiyang NPP project,as well as for other peers.Key words:radiation protection;design optimization;protection effect。
核辐射应对措施在核电厂设计中的应用案例分析
核辐射应对措施在核电厂设计中的应用案例分析核能作为一种清洁、高效的能源形式，已经在全球范围内得到广泛应用。
然而，核能的发展也伴随着一系列的安全隐患，其中最重要的就是核辐射。
为了保障核电厂的安全运行，科学合理的核辐射应对措施在核电厂设计中起着至关重要的作用。
本文将通过分析几个实际案例，探讨核辐射应对措施在核电厂设计中的应用。
首先，我们来看一个核电厂设计中的重要环节——建筑物结构。
核电厂的建筑物结构需要具备一定的防护能力，以减少核辐射对外部环境的影响。
以某核电厂为例，其建筑物采用了混凝土厚度增加、钢筋密度增加等措施，以提高建筑物的辐射防护能力。
此外，核电厂还采用了一系列的防护屏蔽措施，如厚度适当的铅板、钨合金屏蔽等，有效地减少了核辐射的泄漏。
这些应对措施的应用，使得核电厂的辐射水平大大降低，保障了周边环境的安全。
其次，核辐射应对措施在核电厂设计中还体现在核燃料的选择和管理上。
核燃料是核电厂的核心部分，其选择和管理直接关系到核辐射的控制。
某核电厂在设计中充分考虑了核燃料的辐射特性，选择了低辐射性的燃料元件，并采用了合理的管理措施。
例如，核燃料的储存和运输过程中，采取了严格的防护措施，确保核燃料不会造成辐射泄漏。
此外，核燃料的再处理和废物处理也是核辐射应对的重要环节。
某核电厂在设计中引入了高效的再处理技术和安全可靠的废物处理设施，有效地控制了核辐射的扩散和泄漏。
另外，核辐射应对措施在核电厂设计中还涉及到人员的防护和管理。
核电厂是一个高风险的工作环境，核辐射对工作人员的健康和安全造成潜在威胁。
因此，科学合理的人员防护措施至关重要。
某核电厂在设计中充分考虑了人员的防护需求，建立了严格的辐射防护制度和操作规程。
同时，核电厂还配备了高效的个人防护设备，如防护服、防护眼镜等，为工作人员提供全面的防护。
此外，核电厂还定期进行人员辐射监测和健康检查，及时发现和处理辐射事故。
总结起来，核辐射应对措施在核电厂设计中的应用具有重要意义。
核电厂项目施工辐射防护措施
核电厂项目施工辐射防护措施1原则辐射防护的目的在于防止任何可避免的照射，并降低一切不可避免的照射，使之保持在合理可行尽量低的水平。
为实现这一目标的设计中必须采用下述办法：（1）含有放射性物质的构筑物、系统和部件采用适当的布置方式，并设置屏蔽；（2）核电厂和设备设计中贯彻减少辐射区内人员活动和厂区人员遭受污染的可能性的要求；（3）放射性废物在厂内的处置或发往厂外的过程中，采用适当的方式和条件处理放射性物质；（4）采取措施，降低厂内所产生的散布于厂内或释放到环境的放射性物质的数量和浓度。
必须充分考虑到人员停留区域内辐射水平以及放射性废物的产生随时间递增的因素。
①进一步指导见安全导则HAF0209。
2辐射防护的设计核电厂的设计中必须贯彻厂内外的辐射照射在运行状态下限制于规定限值和事故工况下限制于可接受限值以内的要求。
设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的设计和布置中必须采取合适的措施，以尽量减少来自各种放射源的照射和污染；这类措施必须包括在维护和检查期间降低辐射照射、屏蔽直接照射、采用技术规格适当的材料降低腐蚀产物的活度、监测手段、核电厂出入口的控制、按辐射和污染程度分区及合适的去污设施等方面的系统和部件的恰当设计。
屏蔽设计必须符合操作区的辐射水平不超过规定限值，并有利于在维护中降低维护人员所受的辐射照射。
屏蔽设计中还必须贯彻合理可行尽量低的原则。
核电厂的布置必须符合下述要求：辐射区和污染区的出入要有控制措施，厂内放射性物质的转移和人员流动所引起的污染减少至最低限度。
核电厂的布置要为高效率的运行、检查、维护和部件的更换创造条件，以尽量减少辐射照射。
必须为人员和设备提供合适的去污设施，并为处理去污活动中所产生的放射性废物采取适当措施。
3辐射监测设备必须配置用于在运行状态和事故工况中（并视实际可能在严重事故期间）进行充分辐射防护监督的设备。
其具体要求如下：（1）在运行人员常驻之处以及在正常运行或预计运行事件中，由于辐射水平的变化需在一定时间内限制进入的场所，设置固定式剂量率仪表对当地的辐射剂量率进行监测；此外，必须在适当的地点安装固定式剂量率仪表，用以指示事故工况和严重事故下总的辐射水平；这些仪表必须向控制室或有关控制点提供足够的信息，以便运行人员及时采取必要的纠正措施；（2）在人员常驻之处及气载放射性水平可能高至要求防护措施的场所，设置测量空气中放射性物质活度的监测系统；测得高浓度核素时，这些系统必须向控制室或适当的控制点发出指示；（3）在运行状态或事故工况下，为测定流体处理系统中和取自核电厂系统或空间的气体或液体样品中所选定的放射性核素浓度设置固定式设备或实验室装置；（4）设置监测排出流向环境排放前或排放过程的固定式设备；（5）设置用于测量放射性表面污染的仪器；（6）设置用于测量人员所受剂量和污染的装置。
核电站辐射防护技术研究
核电站辐射防护技术研究核能作为一种清洁、高效的能源，被越来越多的国家所重视和利用。
然而，核能的发展与应用也带来了一系列的挑战，其中之一就是核辐射的防护问题。
核电站辐射防护技术的研究对于确保核能安全运行和环境保护具有重要意义。
本文将重点探讨核电站辐射防护技术的研究现状以及未来发展方向。
核电站辐射防护技术的研究旨在减轻和控制核反应堆及相关设施中产生的辐射对人体和环境的潜在危害。
首先，研究人员通过改进设计和工艺等手段来降低辐射源的强度和数量。
其次，他们着重研究和开发辐射防护材料，以提供有效的屏蔽和阻隔辐射。
此外，研究人员还致力于开发先进的辐射监测和防护装置，以实时监测核电站中的辐射水平，并在需要时采取必要的措施来保护工作人员和公众的安全。
在核电站辐射防护技术的研究中，一项重要的研究方向是辐射防护材料的开发。
这些材料需要具备辐射屏蔽性能，即能够有效地吸收和散射辐射能量，从而降低辐射的强度和穿透能力。
目前，研究人员已经开发出多种防护材料，如混凝土、铅等。
然而，这些传统材料存在一些问题，例如重量大、成本高以及防护效果有限等。
因此，研究人员正在不断探索新的辐射防护材料，如聚合物复合材料和金属氧化物材料，以提高材料的性能和效率。
另一个研究方向是核电站辐射监测和防护装置的开发。
辐射监测装置可以实时检测和监测核电站中的辐射水平，包括空气中的辐射浓度、饮用水中的辐射水平等。
这些监测装置通常包括辐射剂量仪和环境监测仪器等设备。
同时，研究人员还致力于研发辐射防护装置，如个人防护设备和辐射隔离室等，以保护工作人员和公众的安全。
除了以上提到的两个方向，核电站辐射防护技术的研究还包括辐射剂量评估和辐射应急管理等方面。
辐射剂量评估是对工作人员和周围环境接受的辐射剂量进行定量评估和监测，以确定是否达到安全标准，并采取必要的措施来降低辐射风险。
辐射应急管理则是为了应对潜在的辐射事故和突发事件，在事故发生后迅速做出反应，采取相应的紧急措施来最大程度地减少辐射对人体和环境的影响。
核电厂核岛工艺管道腐蚀防护措施浅析
eer Ma a eme t
核电厂核岛工艺管道腐蚀防护措施浅析
文 / 程宝举 浙江科路核工程服务有限公司 江苏连云港 222000 付晔 中国核电工程有限公司 江苏连云港 222000
【摘要】伴随着我国社会经济的迅速发展，各 行各业都得到了很大的进步。但在各个领域发 展的过程当中能够发现，频繁出现的腐蚀问题 带来了巨大的负面影响，特别是对于核电厂而 言，腐蚀问题的出现，不但使其生产效率降低， 还对其带来了较大的安全威胁。所以，必须要 在核电厂当中做好对腐蚀的防护工作。基于此， 本文结合实践经验，对核电厂核岛工艺管道腐 蚀的防护措施展开了深入分析，以期为本行业 的可持续发展提供参考。
结语： 总而言之，对于核电厂而言，要想避免遭受
腐蚀问题的影响，就必须要尽可能的做好各个阶 段的腐蚀防护工作，并在实践中不断创新、优化 管道工艺水平，以此来保证核电厂运行的安全性 与稳定性。
参考文献 : [1] 张雁琴，张飞扬 . 核电厂工艺管道支吊架
布置分析 [J]. 科技创新导报，2015（10）：85. [2] 林飞 . 核电厂核岛工艺管道的腐蚀防护措
【关键词】核电厂；工艺管道；腐蚀；防护 措施
1、引言 伴随着时间的不断推移，金属将会和附近的
环境产生电化学或者是化学作用，从而造成变质 或者是破坏的情况，也就是腐蚀问题，该问题的 出现往往带来严重的经济损失。通过实践能够发 现，腐蚀问题导致世界各国都在每年因此而产生 大量的能源与资源浪费，腐蚀问题对于新技术以
新工艺的发展造成了非常大的负面影响。核电 厂工艺管道的腐蚀，将会由于放射性的泄露而对 人类以 环境带来危害。
2、金属材料腐蚀的种类 材料所处环境的复杂性直接决定了材料腐蚀
破坏的复杂性。在不同的环境当中，材料腐蚀的 发展就变化都是不同的。结合材料出现腐蚀的环 境情况能够发现，材料在环境中的腐蚀主要包括 了：①大气腐蚀。在环境温度下，由于空气内的 水汽、氧气以 各种污染物等而产生电化学或化 学作用，进而导致金属腐蚀出现。②海水腐蚀。 海水属于较强的腐蚀性 质，海浪将会导致金属 结构出现一定的往复应力以 冲击，并且海洋微 生物 它们的代谢产物也将会进一步加剧腐蚀过 程，具体来看，海水腐蚀主要为局部腐蚀。在现 阶段，我国核电厂基本都位于海边，因此，针对 于海水腐蚀所进行的研究是非常有必要的。③土 壤腐蚀。土壤属于有毛细管多孔性的特殊固体电 解 质。 土 壤 腐 蚀 的 阴 极 过 程 有 着 氧 去 极 化 的 作 用，因为土壤内的氧要利用固体的微孔电 质来 达到阴极，过程复杂程度较高，并且进行速度慢，
基于核电站辐射防护安全管理的思考
基于核电站辐射防护安全管理的思考摘要：核电产业是电力行业的重要组成部分，与我国经济社会发展有密切的联系，由于核电运行存在一定的辐射风险，必须做好辐射防护工作。
安全稳定是维持电厂运行的核心任务，如何做好维修期间的辐射防护安全管理工作，促使各专业互相配合，加强与电厂维修部室、防护科室之间的联系与配合，这不仅是对电厂运营管理及维修方面的核安全要求，也是环保部门、行业协会对服务与技术管理提出的要求与方向。
关键词：核电站；辐射防护；安全管理引言核武器是一种非常“可怕”的武器，想必有很多人曾经听过切尔诺贝利核爆炸事故，当时遭受核辐射的人或动物发生了各种“变异”。
可见核辐射的“威力之大”，至今让人觉得恐怖。
核辐射防护是近些年科学研究学者关注的一个话题，如果可以有效的防护辐射，那么就可以避免很多威胁，“畸形动物”、“辐射癌患者”也会大大减少。
一、核辐射危害当正常人暴露在核辐射的环境下，就会患有辐射病，一旦患有这种疾病，就会表现出一些症状，并且在短短的几个小时内就会有发病症状。
恶心、头疼。
腹泻、发烧等，这些都是初期症状，经过一段时间后，初期症状会逐渐消退，这时候有些人误认为身体状况已经好转，实际上经过数周之后，这种状况依旧会反复出现，并且更加严重。
核泄漏发生后，放射性物质可以通过很多途径感染人体，如呼吸、皮肤伤口及消化道等，如果不加以防范，将会对人体造成很大伤害。
如果在短时间内有大量的核辐射，必定会对人体造成非常严重的伤害，也称急性放射病，该种疾病容易发生于接受过量射线的工作人员、公众及核武器爆炸的遇难者。
遭受核辐射的人会出现造血功能障碍、内脏出血、组织坏死、感染及恶性病变等。
核辐射事件虽然不常发生，但是从曾经发生的核辐射致病事件中可以发现，感染疾病的患者大多都表现为疲劳、头晕、失眠、皮肤发红、溃疡、白血病等。
二、核电站辐射防护原则及防护措施辐射防护原则包括：辐射防护实践正当性、辐射防护最优化（ALARA原则）、个人剂量限制，当前中国正常运行的核电站基本都是遵循这三条进行安全管理。
核电厂实施辐射防护最优化设计中腐蚀产物源项降低的探讨【新】
3 辐射源的控制 3. 1 核电厂辐射源的类 型 对于核电 厂来讲重要的辐射源 类 型有 、 、 和中子核电厂的 粒子 主要来源 于辐照 的核燃 料
期间, 堆芯 射线主要来自 裂变过程。反应堆冷 却剂回路中 的 射线源主要是 16 N。在停堆期间, 主要的 射线源来自活化 的
腐蚀产物, 主要的同位素为 58Co 和 60 Co, 它们对辐射场的贡献 达 到了 90% 。 3. 2 辐射源最优化的控 制措施 通过 对核电厂辐射源的来 源 和类型分析, 辐 射源 的 控制 措施 主 要涉 及以 下 几个 方面 的 内 容: & 材料的选择 (例如, 低钴材料 ); ∋ 冷却剂化学数据库的 建 立; ( 过滤技术的最优化; ∗净化 设备的使用; + 燃料失效的 最 小化。依据对上述 方面 的论 证, 确 定最 佳的设 计方 案, 以实 施 对辐射源控制的最优 化过程。
关键 词 核电厂; 辐射防 护; 最优化; 腐蚀产物; 源项 R esea rch for A pp lication o f the O ptim ization o fR adiation P ro tection in the D es ign o f a N uc lea r P ow er P lant. ! R eduction o f Corrosion P roduc t. YUE Hu i- guo, L IU Sen- lin, MA Ji- zeng. N uclear and Env ironm ent Protec tion C en ter of E nv i ronm ent Protection M in istry, B eijing 100082 Ch ina.
基于核电站辐射防护的思考
基于核电站辐射防护的思考摘要：核电已成为中国能源的重要组成部分，在中国工业发展中发挥着重要作用。
近年来，中国核电工业发展迅速，辐射控制是我们的安全重点，因此，核电站的运行必须做好辐射防护工作。
在此基础上，阐述了核电站辐射的危害和核电站辐射防护的主要原则，并对加强核电站辐射防护的对策进行了探讨和分析。
关键词：核电站；辐射；危害性；防护；原则；策略核电站的安全运行对社会和经济发展至关重要，它可以有效地为社会经济发展提供能源，但也存在辐射安全隐患，因此，有必要做好核电站运行期间的辐射防护工作。
为了确保核电站的安全可靠运行，下文讨论和分析了加强核电站辐射防护的对策。
一、辐射防护管理问题在核电站的生产实践中可以发现，由于不同时期和相关历史的需要，中国的核电站有不同的辐射区类型和多种类型，这些辐射区在研发和生产过程中有各自不同的技术特点，因此在辐射防护方面也需要以不同的方式进行；其次，核电站的辐射模式是每个核电站运行过程中的基本要求。
然而，由于各电厂面临的实际情况，在实施相应的辐射管理时，有必要根据自身特点综合考虑安全、效益和质量。
因此，目前的核电站辐射防护管理缺乏有效的管理规范；此外，辐射防护是所有核电站面临的共同问题，为了促进相关技术和经验的交流，促进新保护理念的形成，核电站之间的专业人员交流尤为重要。
二、核电站辐射防护措施（一）辐射控制区厂房管理。
第一污染控制的内容和方法。
辐射控制区厂房内有许多工作场所和频繁的维护活动，这极有可能导致放射性污染扩散，其监督和普查是污染控制的重点，要严格控制，及时发现放射性污染，迅速净化，防止污染扩散。
现场检查时，应注意以下内容：现场辐射状态是否正常；员工和物品是否按规定进出污染区；是否有工作人员无故停留在辐射热点附近；员工是否测量现场剂量率，了解现场辐射状况；现场组织和剂量分配是否合理等。
辐射控制区厂房内的测量应具有“代表性和普遍性”，并应最大限度地控制放射性污染。
测量方法如下：用擦拭纸擦拭辐射控制区厂房的走廊、楼梯和地面进行采样测量（即间接测量法），采样点一般应根据工作现场或污染隔离区选择，取样测量在现场操作人员和工作人员经常出入的范围内以及辐射控制区厂房测量路线图中规定的测量点进行；便携式仪器可用于直接测量辐射控制区厂房电梯层和按钮的表面污染。
核电厂辐射管理与防护对策分析
核电厂辐射管理与防护对策分析发布时间：2021-03-04T10:52:46.007Z 来源：《科学与技术》2020年10月29期作者：李梦悦丁爽[导读] 随着我国近年来对核电站辐射管理和防护工作越来越重视，对核电站安全性要求在不断提高，李梦悦丁爽福建福清核电有限公司福建省福清市 350318摘要：随着我国近年来对核电站辐射管理和防护工作越来越重视，对核电站安全性要求在不断提高，我国逐步采取了一系列措施不断加强核电站辐射管理和防护工作，其中《核安全与放射性污染防治“十二五规划”及2020年愿景目标》提出了在确保核电站平稳运行的同时，必须对核电站辐射防护目标进行明确，要求采取有效措施消除核辐射剂量，将辐射剂量控制在规定限值以下，因此，非常有必要就加强核电站辐射管理和防护对策进行深入思考。
关键词：核电站；辐射污染；防护对策引言在人们日常生活和工作中辐射无处不在，电脑、电视、手机、冰箱等电器产品、放射性同位素均可产生辐射，若人们长期与这些辐射源接触，将会对其身体和健康造成严重危害，因此，就需要相关部门严格做好辐射环境安全管理，才能保障人们健康安全。
1核辐射的概念核辐射主要来自核裂变过程中产生的离子束和电磁辐射，而核辐射源主要包括星际空间、加速器和地球原子核的变化。
辐射会发射粒子辐射，包括α粒子和β粒子，以及与介质电离的两种电磁辐射，即产生核辐射的过程。
alpha粒子由He核组成，具有两个正电荷，磁场中的偏转方向与正离子流动方向相同，穿透强度强，电离强度强。
β粒子主要由电子流动组成，具有高速运动特性、低电离性和较强的穿透能力。
伽马射线和x射线的电磁波长度较短，穿透能力较高，电离程度较低，材料原子之间的电子相互作用较少，原子电离反应中没有能量损失，带电粒子穿透力大于同一能量。
2核电站辐射污染的来源和危害核电站属于一种较大规模的辐射源场所，核电站辐射污染的来源主要来自于核电站在运行过程中存储大量射线的装置，一般核电站辐射源的活跃度介于10~100居里，在与辐射源距离1m的范围内，通常辐射剂量率可达数十mSv/h，有时辐射剂量率可达数百mSv/h，有时辐射剂量率最高时可达到Sv/h量级。
浅谈加强核电站辐射防护的对策
浅谈加强核电站辐射防护的对策发布时间：2022-04-26T14:48:26.829Z 来源：《中国科技信息》2022年1月第1期作者：曹银辉[导读] 在社会经济发展过程中，核电站运行发挥着重要的作用曹银辉福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：在社会经济发展过程中，核电站运行发挥着重要的作用，但同时也存在辐射安全隐患，威胁工作人员的生命健康。
因此，做好辐射防护尤为关键。
本文基于核电站辐射的来源和危害，分析了辐射防护的原则和对策，以供参考。
关键词：核电站；辐射防护；对策近年来，中国的核电事业发展迅猛，但同时也暴露出了很多弊端，核辐射成为威胁人类健康、居住环境的危险因素。
对此，相关人员必须加强对核辐射的防护。
基于核辐射的危害，及时总结工作经验、教训，制定针对性的防护措施，提升辐射防护水平，推动核电站安全、高效的运行。
1、核电站辐射来源和危害1.1核电站辐射来源核电站作为辐射源比较多的场所，日常运行有很多射线装置，比如豁免源、60CoII类射线源等。
在射线探伤检查中，放射源有X光机、60Co等。
多数情况下，辐射源涉及范围10-100居里，X光机包括几个mA。
在辐射源1m范围内，剂量率几十mSv/h，部分剂量率几百mSv/h，最大剂量率Sv/h。
1.2核电站辐射的危害第一，污染环境。
核辐射会污染环境，污染源为核电站泄漏的放射性排放物。
举例，切尔诺贝利核电站的4号反应堆事故，释放了7t放射性物质，污染范围较大，周围国家均受到污染，特别是乌克兰、俄罗斯等国家。
第二，危害人体健康。
核辐射影响人体机制，使人体基因突变，身体发生病变。
比如，导致人体出现急性放射病，即人体在短期或一次受到大剂量的照射，从而引起全身性的疾病。
在核辐射下，皮肤受损率高，若皮肤长时间被辐射照射，或接触放射性物质，就会损伤皮肤[1]。
举例，核辐射的β射线，轻者会损伤人体皮肤，重则会威胁人体健康。
核电站的轻微辐射，即便不会显现出对人体的危害，但多年后也会显露出来。
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各种其他辐射 源, 如用于 无损 检测 的密封 源。为此, 要 求在 核 电厂的早期设计中, 最重要的工作之 一就是对电 厂的辐射源 的 控制进行优化分 析, 因为辐 射源 影响 整个电 厂的 放射性 水平, 而其他的设计特性影 响的仅仅是局部的放射性水平。
3 辐射源的控制 3. 1 核电厂辐射源的类 型 对于核电 厂来讲重要的辐射源 类 型有 、 、 和中子核电厂的 粒子 主要来源 于辐照 的核燃 料
Abstract O bjective T o optim ize the design o f the radiation protec tion facilities by reduc ing the source o f rad ia tion in nuc lear pow er plant. M ethod s Lay ou t the energy rad iation- reduc ing techn ica l schem e by ana ly zing the ways o f reduc ing occupational radiation R esu lt O ccupa tiona l rad ia tion is m ainly resulted from the eroding products in nuc lea r pow er plan ts. R eaults o f reduc ing the source o f these produc ts are confirm ed by analysis and experim ent. Conclusion R educ ing the source of nuclear rad iation of the nuc lea r pow er plan ts to low er occupational rad ia tion is probably the best way of optim izing the radiation pro tection fac ilities for the improved second- generation nuc lear pow er p lants in our country.
( 2)通常, 辐射防护最优化体现着一 系列防护措施的抉 择, 这些防护措施 包括 屏蔽 、远程 操作 和 尽量 减少 辐 射照 射 的时 间。应为这些抉择确定合理可行的方 案, 并且 对这些方 案进行 最终的评价和比较。
( 3) 最优化的概念还可以应用于避免或者减轻导致 工作人 员或者公众照射的核电厂事故后果的设计特性中。
3. 3 腐蚀产物 对 于多数 反应 堆来说, 虽 然裂 变产物 在燃 料 包壳失效数量显 著的情 况下, 也 可能 对辐射 源有 显著的 影响, 但主要有影响的辐射 源还是 活化 的腐 蚀产 物。腐 蚀产 物来 源
于堆芯, 然后, 放射性物质通过 反应堆的冷 却剂输运, 在使用 液 体慢化的反应堆中也 通过慢化剂进行输运。
对于核电厂而言导致辐射照射的 主要放射源 有: 反 应堆堆 芯和压力 容器、反应 堆冷却剂 系统和 慢化剂 系统、蒸汽 和汽轮 机系统、废物处理系统、乏燃料、新 燃料的贮 存、去污 装置, 以及
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
中国辐射卫生 2009 年 12月第 18 卷第 4期 Ch in J R ad iol H ealth, Sep t 2009, V ol 18, N o 4
作者单位: 1 环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082; 2 中国原子能科学研究院, 北京 102413
作者简介: 岳会国 ( 1968~ ) , 男, 毕业于清华大学, 从事辐射防护设计、审 查工作。
2 降低辐射照射的途径 [ 5] 辐射防护最优化的目的就是通过 一定的技术 方案的选 取,
使得人员接受的辐 射照射剂量为可合 理达到的尽量低的 水平。 降低辐射照射的基 本途 径: 屏蔽、距离 和时 间。最优 化的 过程 充分反映了对于上述三种途径的研 究、比 较和抉择。但 从目前 核电厂整体的布局 来看, 增大 屏蔽和远距离的操 作均受到了一 定的限制, 确定的操作工艺和 检修程序使得减少 工作时间在辐 射防护最优化的研究中也受到了很 大的制约。为 此, 笔 者强调 的是另外一种行之有效的途径, 降低核电 厂的辐射源。
关键 词 核电厂; 辐射防 护; 最优化; 腐蚀产物; 源项 R esea rch for A pp lication o f the O ptim ization o fR adiation P ro tection in the D es ign o f a N uc lea r P ow er P lant. ! R eduction o f Corrosion P roduc t. YUE Hu i- guo, L IU Sen- lin, MA Ji- zeng. N uclear and Env ironm ent Protec tion C en ter of E nv i ronm ent Protection M in istry, B eijing 100082 Ch ina.
( 1) 为了确保所有照射 在规 定的 剂量 限值 和剂 量约 束之 内, 并 处于可 合理达 到尽量低 的水平, 最 优化过 程要考 虑经济 和社会因素。 & 通过采取辐射防护措 施能够降低 辐射照射, 由 于辐射照射的降低 所带来相应的效益是 不需要在设计、建造和 运行中增加过多的费用 (经 济因素 ) 。 ∋ 设计 中要尽 量减 小控 制区内不同职业照 射等级的差别, 消除在放射性 区域内可能的 恶劣工作条件 (社会 因素 )。 ( 设计上 要清楚 受到最 大照 射的 可能是维修人员、检查人员以及保健物理 人员。
腐蚀产物来源于 与冷却剂接触面的腐 蚀和磨损, 甚至在 高 度净化和严格控制的冷却系统 中, 在 堆内和堆外 的接触面也 会 形成腐蚀膜。反应堆冷却 系统 中与 冷却 剂的 接触 面的 主要 合
金成分如表 1所示。 表 1 典型的反应堆冷却系统表面成分
合金材料
Z IRLO合金或 Z r- 4合金 (燃 料棒包壳 ) Inconel 600 合 金 或 Incone l 690合金 (蒸汽发生器管子 ) 304不锈钢 ( 管道, 压力 容器 内部构件 ) 硬质合金 (硬表面 )
考虑了经 济和社 会因素 之后, 个人受 照剂量 的大小、受 照射的 人数以及受照射的 可能性均保持在可 合理达到的尽量低 水平; 这种最优化应以该源 所致个 人剂 量和潜 在照 射危险 分别 低于 剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件 %。在国际原 子能机 构有关辐射防护设计的导则中 [2- 4] , 对于 防护最 优化的 应用也 给出较为全面的指导, 其中包括:
主要存在燃料组件的 裂变产物和活化 产物的 核素中, 粒子 的 最主要的危害 是对人 体皮 肤的 照射 以及 吸入 内照 射。 粒 子
可能会对眼睛 的晶 状体 造成 严重 的 损伤, 当 存 在 粒子 污 染 时, 应该在穿防护服 时带上 眼镜, 同 时还可 能需 要佩戴 呼吸 器 具。核电厂典型的 射线 源是裂 变产 物和活 化产 物。在运 行
近似表面 扰动率 0. 3
0. 6
0. 1 小
典型的合金成分 (% )
钨 铁铬 镍 锆
钴
-
0. 2 0. 1 - 99+ 0. 002
8 18 72 10 30 60
0. 045 0. 015
- 72 18 8 -
0. 10
6
3 33 3 - 55
上述的合金均产生或形成 致密的薄氧 化膜, 从而可以起 到 保护膜和降低腐蚀率 的作用。 冷却 剂中 包含 的腐 蚀产 物由 于
图 1 核电厂设计中的辐射防护最优化策 略
1 防护最优化设计的应用 在我国 国 家 标 准 ∀电 离 辐 射 防 护 与 辐 射 源 安 全 基 本 标
准 # [ 1]中, 对于防护的最优化 有明确 的要求, 如 ∃ 对于 来自一 项 实践中的任一特 定源的 照射, 应 使防护 与安 全最优 化, 使得 在
中国辐射卫生 2009年 12月第 18 卷第 4期 C h in J R adiol H ealth, S ept 2009, V o l 18, N o 4
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论著
核电厂实施辐射防护最优化设计中腐蚀产物源项降低的探讨
岳会国 1, 刘森林 2, 马吉增2
中图分类号 : TL 75+ 2. 2 文献标识码: A 文章编号: 1004- 714X ( 2009) 04- 0387- 03
期间, 堆芯 射线主要来自 裂变过程。反应堆冷 却剂回路中 的 射线源主要是 16 N。在停堆期间, 主要的 射线源来自活化 的
腐蚀产物, 主要的同位素为 58Co 和 60 Co, 它们对辐射场的贡献 达 到了 90% 。 3. 2 辐射源最优化的控 制措施 通过 对核电厂辐射源的来 源 和类型分析, 辐 射源 的 控制 措施 主 要涉 及以 下 几个 方面 的 内 容: & 材料的选择 (例如, 低钴材料 ); ∋ 冷却剂化学数据库的 建 立; ( 过滤技术的最优化; ∗净化 设备的使用; + 燃料失效的 最 小化。依据对上述 方面 的论 证, 确 定最 佳的设 计方 案, 以实 施 对辐射源控制的最优 化过程。
K ey word s N uclear Pow er P lant; R adiation P rotection; O ptim ization; Erod ing P roduc ts Source
核电厂实施辐 射防 护最优 化的 设计是 降低 职业照 射和 公 众照射的基础和保证 。控 制电 厂人 员所 受剂 量最 有效 的方 法 就是将减少剂量所 涉及 的各种 因素 全部贯 穿于 早期的 设计 和 建设过程中。防护的最优 化是 一个 具有 前瞻 性的 反复 迭代 的 过程, 其目的在于防 止或降 低将 来可能 的照 射, 对于核 电厂 辐 射防护最优化 设计的 具体 策略 参见图 1所示。 最优化 的过 程 需要考虑技术和 社会经 济的 发展, 做 出定性 的和 定量的 判断, 需要对采用的技术方案进行不 断的探究, 以寻求 当前状况下 最 好的方案, 使得所有 可合理 减小 剂量 的措施 都已 经被考 虑到。 通过对我国各种 系列核 电机 组的多 年设 计跟 踪、技 术审 查, 认 为我国核电厂在实 施辐 射防护 设计 的最优 化方 面还有 很多 的 技术空间可以拓展。