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。

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
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。

质子重离子设备的辐射防护与环境监测措施近年来，随着科技和医学的发展，质子重离子设备在癌症治疗领域逐渐兴起。

然而，质子重离子设备产生的辐射也给患者和环境带来一定的风险。

因此，对质子重离子设备采取科学的辐射防护与环境监测措施显得尤为重要。

一、辐射防护措施1. 设备屏蔽质子重离子设备通过合理的屏蔽设计，可以有效减少辐射对周围环境的影响。

首先，对设备周围的墙壁、地面和天花板进行合理的屏蔽材料选用，以降低辐射的泄漏。

其次，对设备内部的辐射源进行特殊的屏蔽，如铅、混凝土等材料，来阻止辐射泄漏。

2. 人员防护质子重离子设备操作人员需要接受专业培训，了解如何正确佩戴和使用辐射防护装备，如防护服、护目镜、口罩等。

在接触辐射源时，要注意保持距离，并尽量减少暴露时间，保证操作安全。

3. 环境控制在质子重离子设备所在区域内，需要进行定期的空气和水质检测，确保辐射污染的监控和控制。

同时，卫生间、更衣室等辅助设施也需要进行辐射防护，以避免污染扩散。

二、环境监测措施1. 辐射监测质子重离子设备周围区域和室内需要设置辐射监测装置，及时检测辐射水平，并将监测数据实时传输到监测中心。

监测中心负责及时分析辐射水平是否超过安全标准，并采取相应的措施。

2. 污染控制定期对质子重离子设备周围环境进行污染控制，清理可能存在的辐射污染物。

同时，设备使用过程中产生的辐射废料需要安全处理，如进行封装、转运和储存，以防止辐射泄漏。

3. 安全培训质子重离子设备使用单位需要定期组织辐射安全培训，向工作人员传授相关的辐射知识和操作规程。

在紧急情况下，员工应知道如何正确应对，并及时报告相关部门。

总结起来，质子重离子设备的辐射防护与环境监测措施对于患者的安全和环境的保护至关重要。

通过合理的设备屏蔽、人员防护和环境控制，可以有效降低辐射对周围环境的影响。

同时，辐射监测、污染控制和安全培训也能够确保设备的安全运行和环境的良好状态。

综上所述，科学的辐射防护与环境监测措施是质子重离子设备应用的重要保障，为患者提供更安全和可靠的治疗。

辐射防护三原则最优化理解全文共四篇示例，供读者参考第一篇示例：辐射防护是一种重要的健康保护措施，主要是为了减轻或消除人体受到辐射危害的影响。

辐射防护的三大原则是放射源的削减、距离的增加和防护的加强。

在实践中，我们需要将这三个原则结合起来，才能使辐射防护效果最大化。

放射源的削减是辐射防护的最基本原则。

放射源是造成辐射危害的来源，因此减少放射源的使用量、降低辐射源的强度是有效的防护措施之一。

在医学影像学中，我们可以通过降低医疗设备的曝光强度，选择合适的成像模式等方式来减少放射源对患者和医护人员的辐射影响。

在工业生产和实验室中，我们可以采用封闭式设备或隔离措施，减少放射源对周围环境和工作人员的辐射危害。

距离的增加也是辐射防护的重要原则之一。

距离越远，辐射源对人体的危害就越小。

在医学影像学中，医护人员可以通过站在远离辐射源的位置来降低被辐射的风险。

在工业生产中，工作人员可以在必要时远离辐射源，减少接触的时间和强度。

在设计辐射防护设施时，也可以根据辐射源的特性合理设置工作区域和安全距离，来最大程度地降低辐射风险。

防护的加强是辐射防护的必要手段。

防护包括物理防护、生物防护和个人防护等多种方式。

物理防护主要是通过屏蔽材料、防护设备等来减少辐射的穿透和散射，如在医学影像学中使用的铅衣、隔离罩等。

生物防护主要是通过监测辐射剂量、定期检查等方式来保护人体健康，及时发现和处理辐射危害。

个人防护则是通过佩戴防护服、戴口罩、戴手套等方式来减少辐射的直接接触和吸入。

辐射防护的最优化理解就是将放射源的削减、距离的增加和防护的加强三个原则结合起来，通过科学合理的手段来降低辐射对人体和环境的危害。

只有在综合考虑这三个原则的情况下，才能最有效地保护人体健康，减少辐射危害带来的风险。

希望大家在日常生活和工作中都能重视辐射防护，采取必要的措施来保护自己和身边的人们。

【2000字】第二篇示例：辐射防护是指采取措施保护人体免受辐射的危害，是一项重要的健康保护工作。

放射性物质的辐射防护
放射性物质的辐射防护是为了保护人体免受放射性物质辐射的危害。

以下是一些常见的防护措施：
1. 时间控制：尽量减少与放射性物质接触的时间，缩短暴露时间可以减少辐射对身体的影响。

2. 距离控制：保持与放射性物质的距离，远离污染源有助于降低辐射暴露。

保持一定距离，可以减少辐射量。

3. 屏蔽措施：使用屏蔽材料，如混凝土、铅等，来阻挡辐射。

在接触放射性物质的场所，增加屏蔽物可以有效减少辐射。

4. 个人防护装备：穿戴适当的防护服、手套、眼镜等个人防护装备，可以减少辐射接触。

在处理放射性物质时，确保使用正确的防护装备。

5. 空气过滤系统：使用高效过滤器的空气净化系统，可以减少室内空气中的放射性物质含量，保障室内空气质量。

6. 按照规定进行处理和存储：遵守当地法律法规，确保放射性物质的合法处理和储存。

按照规定进行处理和存储，可以减少意外泄漏和辐射暴露的风险。

以上是一些常见的放射性物质辐射防护措施，不同情况下可能需要采取不同的防护策略。

请根据具体情况选择合适的防护措施，确保安全防护措施的有效实施和监督。

简述辐射防护最优化原则一、引言辐射防护是保障人类健康的重要措施之一。

随着现代科技的发展，人类接触到的辐射源越来越多，因此辐射防护也变得越来越重要。

本文将简述辐射防护最优化原则。

二、辐射防护的基本原则1.时间限制原则时间限制原则是指在可能受到辐射的场所中，应该减少停留时间，以减少接触到辐射源的时间。

例如在医院进行放射性检查时，应该尽快完成检查并离开检查室。

2.距离限制原则距离限制原则是指在可能受到辐射的场所中，应该增加与辐射源之间的距离。

距离越远，则接收到的辐射量就越小。

例如在核电站工作时，应该远离核反应堆。

3.屏蔽限制原则屏蔽限制原则是指在可能受到辐射的场所中，应该采取屏蔽措施。

屏蔽材料可以减少或者完全阻挡辐射。

例如在医院进行放射性治疗时，可以使用屏蔽材料来减少辐射。

三、辐射防护的最优化原则辐射防护的最优化原则是指在保证辐射安全的前提下，采取最小化措施以达到最优效果。

具体包括以下几个方面：1.风险评估在采取辐射防护措施之前，需要进行风险评估。

通过评估可能受到的辐射量和可能引起的健康影响，来确定采取何种防护措施。

2.个性化防护不同人群对辐射的敏感程度不同，因此需要根据个人情况制定相应的防护方案。

例如孕妇和儿童对辐射更为敏感，需要采取更加严格的防护措施。

3.多层次防护多层次防护是指在保证基本安全的前提下，采用多种不同层次的措施来进一步减少接触到辐射源的可能性和接收到的辐射量。

例如在医院进行放射性治疗时，可以同时采用时间限制、距离限制和屏蔽限制等多种措施。

4.技术进步随着技术的不断进步，新的辐射防护技术也在不断出现。

例如在核电站中，采用更加安全的反应堆设计和更加先进的辐射防护材料可以进一步提高辐射安全水平。

四、结论综上所述，辐射防护最优化原则是保证辐射安全的前提下，采取最小化措施以达到最优效果。

这需要进行风险评估，个性化防护，多层次防护和技术进步等方面的努力。

只有这样才能更好地保障人类健康。

辐射防护成功案例分享辐射防护经验辐射防护是一项重要的工作，涉及到人们的健康和安全。

在日常生活中，我们难免会接触到各种辐射源，如电磁辐射、核辐射等。

因此，加强辐射防护意识，并采取有效措施进行辐射防护，对于保护人们的身体健康至关重要。

本文将分享一些辐射防护成功的案例，并介绍一些经验和建议。

一、电磁辐射防护成功案例电磁辐射是我们日常生活中最常遇到的辐射类型之一。

随着电子设备的广泛普及，人们对电磁辐射的防护需求也越来越重视。

以下是一些电磁辐射防护成功的案例：案例一：公司A的电磁辐射防护措施公司A是一家科技公司，办公楼内设有大量的电脑、手机、路由器等电子设备。

为了减少员工长时间处于电磁辐射环境中的风险，公司A采取了一系列的防护措施。

首先，他们对办公楼进行了辐射测量，确定了电磁辐射强度最高的区域，并将电脑等设备位置进行合理布局，以降低辐射暴露。

此外，他们还为员工提供了佩戴防辐射手机贴片和电脑屏幕护眼膜等个人防护用品。

通过这些措施，公司A有效减少了员工长时间接受电磁辐射的风险。

案例二：学校B的电磁辐射防护措施学校B是一所中学，拥有大量的学生和教师。

为了保护师生们的健康，学校B在校园内进行了电磁辐射防护工作。

他们首先对学校内各个区域的辐射强度进行了测试，然后制定了防护措施计划。

他们对学校内的电子设备进行了布局调整，减少了辐射暴露的时长和强度。

此外，学校B还加强了对学生的宣传教育，提高学生们的电磁辐射防护意识。

这些措施的实施使得学校B的校园环境大大减少了电磁辐射的影响。

二、核辐射防护成功案例核辐射是一种更为严重的辐射类型，使用核能的场所需要特别的防护措施。

以下是一些核辐射防护成功的案例：案例一：核电站C的核辐射防护工作核电站C是一家重要的发电厂，他们在核电站周围设置了一系列的防护措施，保障了工作人员和当地居民的安全。

首先，核电站C对核辐射的强度和范围进行了详细的测量和评估，制定了相应的应急预案和防护方案。

他们使用了先进的辐射监测设备，及时掌握辐射情况，确保辐射水平处于安全范围内。

核电站的剂量控制与辐射防护最优化
夏益华;李旭彤
【期刊名称】《辐射防护》
【年(卷),期】1999(19)3
【摘要】随着我国核电事业的发展，从一开始就认真做好对核电站的剂量控制和辐射防护最优化的管理、评价和监督工作已经提到议事日程。

本文概要介绍了核电站在照射最优化管理方面的两项基本任务，核电站辐射防护最优化管理的基本要素和技术措施。

同时指出，最优化管理可以采用定性和定量的两种方法。

在定量方法中采用一些量化指标是有益的，但应注意它们的具体含义和应用范围。

【总页数】9页(P226-234)
【关键词】核电站;剂量控制;最优化;辐射防护
【作者】夏益华;李旭彤
【作者单位】中国原子能科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.8;TL75
【相关文献】
1.核电站大修辐射防护最优化数据库的开发 [J], 张钧;马吉增;张延生
2.核电站的辐射防护最优化及实施 [J], 吴国栋
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4.大亚湾核电站辐射防护和最优化(ALARA)管理体系十年的实践和经验 [J], 陈德
淦;贺禹;杨茂春;顾景智
5.VirtualDose：一个新的计算CT扫描所致器官剂量的软件工具更多〉〉相关学者白玫朱国英章伟敏魏岚刘彬费晓璐彭志刚马晓晖肖德涛熊小兵相关检索词防护护士最优化螺旋应用软件人体模型辐射防护职业暴露辐射剂量计算软件tomography 有效剂量前提遗传算法器官快速计算x-ray computed 体素职业危害 radiation dosage [J],
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辐射防护保障措施引言：随着科技的快速发展，辐射对人类健康的影响也越来越受到关注。

为了保障公众的健康和安全，各行各业都采取了一系列的辐射防护措施。

本文将对辐射防护保障措施进行详细的阐述，包括电离辐射防护、非电离辐射防护以及防护措施的制定与监督等方面。

一、电离辐射防护1. 辐射源控制：对于电离辐射，首要的防护措施是控制辐射源，减少辐射的释放和泄露。

如在核能发电厂中，对核燃料进行严格管理和监控，以确保其安全性。

2. 优化工艺和设备：优化工艺和设备是减少电离辐射的关键措施。

采用先进的工艺和设备，可以降低辐射水平，提高工作环境的安全性。

3. 防护屏蔽：建立合适的防护屏蔽，可以有效隔离电离辐射。

例如，在医院的放射治疗室中，利用铅板、钢板等材料构建辐射屏蔽结构，减少辐射对周围人员的影响。

4. 人员防护：对从事电离辐射相关工作的人员，必须配备合适的个人防护装备，如防护服、防护手套等，以降低辐射对人体的伤害。

二、非电离辐射防护1. 电磁辐射防护：对于电磁辐射，可以采取一系列防护措施。

如在通信塔附近设置电磁辐射监测点，确保电磁辐射水平在安全范围内；在高压输电线路上采用绝缘子串和防护罩等装置，减少电磁辐射的传播。

2. 紫外线防护：紫外线是一种常见的非电离辐射，对皮肤和眼睛有一定的危害。

为了防止紫外线对人体的伤害，可以采取多种措施，如涂抹防晒霜、佩戴太阳镜等。

3. 激光辐射防护：激光辐射是一种高强度的非电离辐射，对人体的损伤非常严重。

对于从事激光工作的人员，必须佩戴适当的防护眼镜和防护服，同时加强工作场所的安全管理。

三、防护措施的制定与监督1. 法规制定：政府和相关机构应建立和完善相关法规，规范行业的辐射防护要求和措施，确保安全防护的实施。

2. 安全培训和教育：各行各业都应对从业人员进行相关安全培训和教育，提高他们对辐射危害的认识和防护意识，以保障自身和他人的安全。

3. 监督检查：政府和相关机构应加强对辐射防护措施的监督检查，确保各行各业严格遵守相关法规和规范，落实安全防护措施，并追究违规行为的责任。

质子重离子装置的辐射防护与环境监控措施随着医疗技术的不断发展，质子重离子治疗作为一种先进的肿瘤治疗手段，逐渐受到广泛关注。

然而，质子重离子装置在运行过程中会产生辐射，这就对辐射防护和环境监控提出了极高的要求。

一、质子重离子装置的辐射特性质子和重离子在与物质相互作用时，会产生不同类型和能量的辐射。

质子束在穿透物质时，主要通过与原子核外电子的电离作用损失能量，其辐射能量相对较为集中。

而重离子由于其质量较大，电荷数较高，在与物质相互作用时会产生更复杂的辐射效应，包括核反应、碎片产生等，辐射能量分布也更为广泛。

这些辐射不仅对患者的治疗部位产生作用，还可能对装置周围的环境和人员造成潜在威胁。

因此，了解其辐射特性是制定有效防护和监控措施的基础。

二、辐射防护措施1、屏蔽设计质子重离子装置通常被安置在专门设计的建筑物内，建筑物的墙壁、天花板和地板都采用了厚重的混凝土或铅等材料进行屏蔽。

这些屏蔽材料能够有效地阻挡辐射，降低其对外部环境的影响。

同时，在治疗室内部，还会设置局部屏蔽装置，如铅屏风、铅玻璃等，以保护操作人员免受直接辐射。

2、安全联锁系统为了确保在设备运行过程中的人员安全，质子重离子装置配备了完善的安全联锁系统。

当系统检测到任何异常情况，如门未关闭、设备故障等，会立即自动停止辐射源的产生，防止辐射泄漏。

3、个人防护装备操作人员在进入可能存在辐射的区域时，必须穿戴符合标准的个人防护装备，包括防护服、手套、眼镜等。

这些装备能够减少辐射对身体的直接照射。

4、工作时间限制根据辐射剂量的评估，对操作人员在辐射区域的工作时间进行严格限制，以确保其在一定时期内接受的辐射剂量不超过安全标准。

5、培训与教育所有与质子重离子装置相关的工作人员都需要接受专业的辐射防护培训，了解辐射的危害、防护措施以及应急处理方法。

通过提高工作人员的防护意识和技能，减少因人为失误导致的辐射暴露风险。

三、环境监控措施1、辐射监测设备在装置周围的关键位置安装辐射监测设备，如电离室、闪烁探测器等，实时监测辐射水平。

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。

全国职业照射个人剂量监测与评价学术研讨会中国辐射防护研究院ＴＱＮＰＣ辐射防护服务项目组个人剂量数据管理崔安熙（中国辐射防护研究院，太原，０３０００６）１前言中辐院从２００２年ｌＯ月起为秦山第三核电厂（ａ－Ｑｍ，Ｃ）提供辐射防护现场服务，至今经历了１号机组单机运行，１，２号双机组运行，及１号机组大修几个阶段。

中辐院设置了专门服务项目组常住现场主要提供下述几方面服务工作：１）辐射控制区卫生出入口工作（包括辐射调查和巡检、现场工作监护、污染控制）；２）热洗衣房的运行（各种辐射防护用品回收、清洗和监测）；３）日常核清洁工作，反应堆厂房全部区域，辅助厂房内的辐射控制区（３区）、及其它独立辐射控制区（３区）核清洁；４）现场铅屏蔽搭建；５）去污中心的运行管理（污染设备、工器具以及被污染场地的去污）６）打包中心的运行管理（废物收集、分拣、解体、压缩处理、打包、运输）７）固体废物暂库的运行管理（废物运输、接收、吊装定位、管理）；８）异常状况下现场溢出重水以及地坑重水收集；９）协助实验室从事尿氚剂量监测以及废水样取样分析；ＴＱｍ＇Ｃ是我国建设的第一座商用重水堆，从设计、建造、调试、运行创造了许多纪录，其中辐射防护工作起到了重要的作用，确保了电站工作人员和环境的安全。

中辐院辐射防护服务项目组设置于电蛞保健物理处下，为电站提供全面综合性辐射防护服务。

正常运行时项目组有５０名成员，大修时有７８名成员。

从项目组成立之日起，所有成员与电站的员工一样经过了辐射防护知识、消防、应急、工业安全操作技能培训，取得了上岗资格。

同时项目组成员的个人剂量得到了认真的监测，记录，保存和评价。

２个人剂量监测项目组所有成员的个人剂量监测完全按电站的规定进行，目前由电站保健物理实验室代为监测。

监测的内容及方法主要有：外照射：热释光剂量计，ＰａｎａｓｏｎｉｅＵＤ８１４ＴＬＤ，每月读出～次；电子剂量计，ＤＭＣ２００ｓ，每次离开辐射控制区读一次；内照射：尿氚剂量，液闪计数器Ｔｒｉｃａｒｂ３１００ＴＲ，每两周测量一次；全身计数，大修前和大修后，或特殊操作后。