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。

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。