引言

一提起核電站，首先引起一些人恐慌的是由此產(chǎn)生的放射性輻射對員工和周圍公眾的危害。事實(shí)上核電站放射性物質(zhì)釋放相當(dāng)微小，這是因?yàn)楹穗娬緩脑O(shè)計(jì)到建造都嚴(yán)格按照輻射防護(hù)“縱深防御”的理念進(jìn)行的。本文試以AP1000核電廠為例簡要介紹核電廠的輻射防護(hù)。

輻射防護(hù)的目標(biāo)

使核電廠工作人員和公眾在核電廠正常運(yùn)行、假想事故及停堆換料或維修等期間受到的輻射照射劑量在限值以內(nèi)，并且合理可行盡量低，即ALARA原則（As Low As Reasonably Achievable）。

保護(hù)核電廠的電器、儀表和設(shè)備等，使其免受過量的輻射照射而導(dǎo)致過度活化、材料變性和功能或精度受影響等。

輻射防護(hù)的準(zhǔn)則

為達(dá)到上述目標(biāo)，在考慮核電廠輻射防護(hù)時(shí)需要設(shè)立相關(guān)準(zhǔn)則，其中主要的準(zhǔn)則如下所述。

在核電廠正常運(yùn)行、假想事故及停堆換料或維修等期間限制核電廠工作人員和進(jìn)入核電廠的其他人員受到的年輻射照射劑量，使其低于《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871-2002）中規(guī)定的年劑量限值，即20mSv/年。

在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)LOCA（Lost of coolant accident）事故期間，限制主控室的工作人員受到的輻射照射劑量，使其受到的總有效劑量當(dāng)量小于50mSv。

在核電廠正常運(yùn)行期間，把直接輻射照射和散射導(dǎo)致的核電廠外公眾受到的年照射劑量限制到《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871-2002）中規(guī)定的年劑量限值的一個(gè)小的份額。

使混凝土一次屏蔽墻外表面上的熱中子流量率降低到IAEA安全導(dǎo)則No.50-SG-D9（1991）中規(guī)定的熱中子流量率限值（105n/cm2·s）以下，以防止周圍設(shè)備的過度活化。

限制反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面上的快中子流量率，使其在反應(yīng)堆壽期末的快中子流量滿足RG1.99（1998）對反應(yīng)堆壓力容器材料的脆性轉(zhuǎn)變溫度不超過93℃的要求。

反應(yīng)堆壓力容器輻照督管的超前因子要滿足ASTM E185-02中規(guī)定的超前因子不大于3的要求。

使混凝土一次屏蔽墻中的最高溫度和最大溫度梯度分別低于65.6℃和70℃/m。

輔助廠房的屏蔽應(yīng)基于0.25%燃料包殼破損的主冷卻劑活度濃度水平。

輻射防護(hù)的基礎(chǔ)

輻射防護(hù)的基礎(chǔ)主要在于輻射屏蔽材料、輻射分區(qū)等：

輻射屏蔽材料

AP1000核電廠中使用的主要輻射屏蔽材料有以下幾個(gè)。

標(biāo)準(zhǔn)普通混凝土：混凝土廣泛用于各放射性廠房和設(shè)備間的屏蔽。

不銹鋼和碳鋼：不銹鋼和碳鋼用在堆內(nèi)構(gòu)件、反應(yīng)堆壓力容器、屏蔽門和各設(shè)備的結(jié)構(gòu)材料等處：

水：水和堆內(nèi)構(gòu)件、反應(yīng)堆壓力容器一起用于減弱堆芯中子和γ射線的泄漏。乏燃料水池中用水作為乏燃料的主要屏蔽材料。在其他設(shè)備（如蒸汽發(fā)生器、傳熱管等）中，還有自屏蔽的作用。

其他：其他一些屏蔽材料也可能有用途，如鉛等重金屬材料，可作為臨時(shí)的屏蔽措施或屏蔽門的材料。

輻射分區(qū)

AP1000核電廠的廠區(qū)輻射分區(qū)和對應(yīng)的輻射水平描述如下。

輻射分區(qū)號 允許的居留 劑量率0無限制居留≤0.5μSv/h I 監(jiān)督區(qū)≤2.5μSv/h II 職業(yè)人員進(jìn)入≤10μSv/h III 定期進(jìn)入≤150μSv/h IV 受限制進(jìn)入≤1mSv/h V控制進(jìn)入≤10mSv/h VI 正常限制進(jìn)入≤100mSv/h VII 正常嚴(yán)格限制進(jìn)入≤1Sv/h VIII 正常不可進(jìn)入≤5Sv/h IX 非常高的輻射區(qū)≤5Gy/h

0區(qū)：0區(qū)對進(jìn)入沒有限制。在0區(qū)居留40小時(shí)/周，50周/年，個(gè)人受到的輻射照射總有效劑量當(dāng)量不會超過《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871-2002）中規(guī)定的1mSv/年。

I區(qū)：I區(qū)屬于監(jiān)督區(qū)，對居留時(shí)間不做限制。在I區(qū)居留40小時(shí)/周，50周/年，核電廠工作人員個(gè)人受到的輻射照射總有效劑量當(dāng)量不會超過《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871-2002）中規(guī)定的5mSv/年。

II區(qū)：II區(qū)是常規(guī)工作區(qū)。II區(qū)內(nèi)核電廠工作人員或授權(quán)參觀人員可以居留40小時(shí)/周，50周/年，并且總有效劑量當(dāng)量不會超過《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871-2002）中規(guī)定的連續(xù)5年平均20mSv/年且單年不超過50mSv/年。

III區(qū)：III區(qū)是限制進(jìn)入輻射區(qū)。III區(qū)內(nèi)核電廠工作人員可以周期性進(jìn)入。

IV區(qū)：IV區(qū)是限制進(jìn)入輻射區(qū)。該區(qū)需要貼上“注意-輻射區(qū)域”的標(biāo)志。該區(qū)工作時(shí)間受到限制并被授權(quán)的輻射防護(hù)人員控制。

V區(qū)及V區(qū)以上分區(qū)：V區(qū)及V區(qū)以上分區(qū)是高輻射區(qū)。這些區(qū)域需要貼上“注意-高輻射區(qū)”或“危險(xiǎn)-高輻射區(qū)”等標(biāo)志，且需要鎖住大門或使用其他適合的方式控制或監(jiān)督工作人員進(jìn)入，進(jìn)入時(shí)間是非常有限的。進(jìn)入這些區(qū)域需要預(yù)先監(jiān)測其輻射水平以確定進(jìn)入的時(shí)間。

以上II區(qū)-IX區(qū)屬于控制區(qū)，應(yīng)通過位于附屬廠房中的衛(wèi)生出入口（即放射性控制區(qū)出入口）進(jìn)入。在核電廠實(shí)際運(yùn)行中，核電廠相關(guān)部門應(yīng)根據(jù)實(shí)際的輻射水平來確定是否需要張貼輻射標(biāo)志。在核電廠設(shè)計(jì)中，確定某區(qū)域水平時(shí)還應(yīng)考慮接近任何在那些區(qū)域內(nèi)的核電廠使用的設(shè)備、儀表或控制裝置等的需求。

反應(yīng)堆廠房的屏蔽

一次屏蔽

一次屏蔽用于減弱來自堆芯的輻射，主要由圍繞堆芯的不銹鋼堆內(nèi)構(gòu)件、水隙、反應(yīng)堆壓力容器以及圍繞著反應(yīng)堆壓力容器的混凝土結(jié)構(gòu)等部件組成。

一次屏蔽的主要功能有以下幾方面。

降低入射在反應(yīng)堆壓力容器上隨中子能量變化的中子注量率，以防止反應(yīng)堆壓力容器的材料性能發(fā)生變化，從而不適當(dāng)?shù)叵拗屏撕穗姀S的運(yùn)行壽命。

減弱來自堆芯的中子注量率，以防止混凝土一次屏蔽外的部件和結(jié)構(gòu)被過度活化。

限制混凝土一次屏蔽中由中子和γ射線核發(fā)熱而產(chǎn)生的最高溫度和溫差，以防止混凝土失去結(jié)晶水或開裂。

降低來自反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)堆芯的各種核輻射，以便在核電廠滿功率運(yùn)行期間允許核電廠工作人員有限制地進(jìn)入反應(yīng)堆完全殼內(nèi)的某些區(qū)域。

降低停堆后堆芯的各種核輻射，以便在停堆后短時(shí)間內(nèi)就可以進(jìn)入一次屏蔽和二次屏蔽之間的區(qū)域。

二次屏蔽

二次屏蔽是由圍繞反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的混凝土屏蔽墻和操作大廳的混凝土地板組成。其作用是減弱一次屏蔽泄漏輻射和反應(yīng)堆冷卻劑回路設(shè)備的輻射，使反應(yīng)堆操作大廳和二次屏蔽外區(qū)域的輻射水平滿足輻射分區(qū)的要求，以便在反應(yīng)堆功率運(yùn)行工況下，允許核電廠工作人員有限制地進(jìn)入安全殼內(nèi)的某些區(qū)域。

AP1000中的二次屏蔽內(nèi)的主要輻射源是反應(yīng)堆冷卻劑回路中的N16，主要的放射性設(shè)備有主管道、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器和主泵等。

SRTF廠房的輻射屏蔽

SRTF是“廠址放射性廢物處理設(shè)施”的英文縮寫，為大型離堆核廢物處理設(shè)施。SRTF作為核島廢物處理系統(tǒng)的補(bǔ)充，用于處理核島產(chǎn)生的但無法直接處理的各類廢物，并提供該廠址內(nèi)所產(chǎn)生的所有桶裝廢物的暫存。SRTF是國內(nèi)在AP1000機(jī)組上首次運(yùn)用的處理模式，其通過干燥、超級壓縮等減容手段處理廠址內(nèi)產(chǎn)生的但無法通過核島廢物處理系統(tǒng)處理的各類廢物，包括固體廢物以及特殊工況下產(chǎn)生的液體廢物。

SRTF廠房包括廢物處理區(qū)（包括控制出入口）、洗衣房和廢物暫存庫等。

SRTF廠房屏蔽厚度設(shè)計(jì)的劑量率準(zhǔn)則如下。

SRTF廠房構(gòu)筑物以外實(shí)物保護(hù)區(qū)以內(nèi)（除實(shí)體隔離區(qū)）區(qū)域劑量率≤2.5μSv/h（I區(qū)）。

CCTV間、配電間、儀表間、值班室、衛(wèi)生間、洗衣間、控制出入口和走廊等區(qū)域劑量率≤10μSv/h（II區(qū)）。

實(shí)體隔離區(qū)內(nèi)的劑量率和相鄰兩個(gè)放射性設(shè)備間隔墻厚度設(shè)計(jì)的劑量率≤150μSv/h（III區(qū)）。

源項(xiàng)

SRTF廠房處理的廢物有過濾器濾芯、HVAC過濾器濾芯、二廢物和混合廢物、刻樹脂、化學(xué)廢液、移動式設(shè)備處理的冷卻劑疏水、洗滌劑廢液和SGTR二回路沾污水（含放射性）以及其它超出核島廢液系統(tǒng)處理能力的各類疏水。

結(jié)論

SRTF廠房廢物處理區(qū)的輻射屏蔽設(shè)計(jì)按照各放射性設(shè)備間的保守源項(xiàng)來計(jì)算，廢物暫存庫設(shè)計(jì)中考慮貯存最大廢物桶數(shù)量，同時(shí)輻射屏蔽設(shè)計(jì)在滿足輻射分區(qū)要求的條件下，最大限度地減小屏蔽墻厚度，降低工程建造成本，且滿足ALARA要求。

結(jié)語

考慮到中國現(xiàn)行的相關(guān)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)，對于AP1000核電廠的輻射防護(hù)的技術(shù)方案，根據(jù)ALARA原則，在進(jìn)行防護(hù)設(shè)計(jì)時(shí)，應(yīng)當(dāng)謀求防護(hù)的最優(yōu)化，既不能盲目追求無限地降低劑量，也要在可合理達(dá)到的盡量低的劑量水平考慮防護(hù)措施。