譚 美，郭 健，張進才，陳 剛

(武漢第二船舶設(shè)計研究所，湖北 武漢 430064)

浮動核電站是漂浮在海上的核能發(fā)電設(shè)施，利用船舶為平臺，搭載反應(yīng)堆系統(tǒng)、主汽輪發(fā)電機組和能源輸送系統(tǒng)，并在有限的空間內(nèi)集成所有系統(tǒng)運行人員生活、居住、醫(yī)療和娛樂等功能需求，是核技術(shù)與船舶工程的有機結(jié)合[1]。浮動核電站采用模塊化設(shè)計，高輻射區(qū)集中在船舯區(qū)域(即堆艙)，主要包括了安全殼、換料廠房、乏燃料貯存等不同艙室(見圖1)。因此，堆艙的輻射防護設(shè)計質(zhì)量，關(guān)系到浮動核電站總體安全水平。

由于浮動核電站廠址特征與陸上核電站不完全相同，堆艙內(nèi)部可參考陸上核電站標準進行輻射分區(qū)，堆艙外部由于超出了陸核范圍，則缺乏相應(yīng)的分區(qū)標準[2]。因此，分析堆艙舷側(cè)與底部的影響輻射分區(qū)的制約因素，建立相關(guān)區(qū)域的輻射分區(qū)標準，對指導(dǎo)浮動核電站堆艙屏蔽設(shè)計具有工程價值。

圖1 浮動核電站堆艙總體布置示意圖Fig.1 FNPP’s reactor compartment arrangement

1 輻射分區(qū)總體特征

1.1 劑量限值

浮動核電站劑量限值仍需參照GB 18871—2002《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》，對個人受到的正常照射進行限制，保證來自各項得到批準的輻射實踐的綜合照射所致的個人總有效劑量和有關(guān)器官或組織的總當量劑量不得超過國家標準中規(guī)定的相應(yīng)劑量限值[3-4]。

1.2 總體特征

參照GB 18871—2002相關(guān)要求，將浮動核電站輻射工作場所分為控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)。又根據(jù)堆艙總體布置特點， 將控制區(qū)劃分為綠、黃1、黃2、橙1、橙2和紅區(qū)，分別具有不同場劑量率和居留特征[5]，以方便管理，具體分區(qū)列于表1。其中，根據(jù)NB/T20185對特高和超高輻射區(qū)定義，橙2和紅區(qū)禁止進入[5]。但隨著運行經(jīng)驗的不斷積累，國內(nèi)核電廠逐步完善了進入高和超高輻射區(qū)的風(fēng)險管理措施。此外，根據(jù)作業(yè)特征的不同，浮動核電站輻射分區(qū)考慮了功率運行和停堆換料兩種工況，主要差異對比列于表2。

表1 浮動核電站分區(qū)特征表Tab.1 FNPP’s radiation zoning characteristics

表2 浮動核電站不同工況主要分區(qū)差異表Tab.2 FNPP’s radiation zoning of different conditions

針對浮動核電站堆艙舷側(cè)和底部屏蔽設(shè)計，選擇合理的輻射分區(qū)標準，既關(guān)系到輻射防護安全，也對電站的經(jīng)濟性能有較大影響。

1.3 源項說明

浮動核電站輻射防護設(shè)計中主要考慮封閉源和氣載放射性物質(zhì)，是屏蔽設(shè)計、氣載放射性控制及劑量評價的基礎(chǔ)。封閉源主要用于正常滿功率運行、停堆和設(shè)計基準事故三種運行狀態(tài)的屏蔽設(shè)計。堆芯的直接輻射、反應(yīng)堆冷卻劑活化產(chǎn)物、從燃料包殼破損小孔進入反應(yīng)堆冷卻劑的裂變產(chǎn)物以及活化腐蝕產(chǎn)物是正常滿功率運行期間主要的輻射源。反應(yīng)堆停堆狀態(tài)下，要求永久屏蔽的其他重要源僅有乏燃料源和余熱排出系統(tǒng)源。氣載放射性物質(zhì)源主要集中在安全殼、燃料操作區(qū)域和核輔設(shè)備艙內(nèi)，需給出正常運行期間，這些區(qū)域的氣載放射性源的模型、參數(shù)和源。

因此，浮動核電站輻射屏蔽設(shè)計時，源項的準確性對工程方案具有重要意義，源項分析包絡(luò)性不足將影響輻射防護安全，源項分析過于保守則產(chǎn)生的過重的屏蔽代價，影響工程經(jīng)濟性。

2 分區(qū)因素分析

分區(qū)因素指限制分區(qū)標準選擇的制約因素，主要涉及到相關(guān)區(qū)域的人員站位及停留時間，是合理確定輻射分區(qū)標準的基礎(chǔ)[6]。根據(jù)浮動核電站示范工程經(jīng)驗，與人員相關(guān)的因素主要是船體結(jié)構(gòu)檢驗、核燃料補給和堆艙區(qū)管路、電纜布置。此外，堆艙舷側(cè)分區(qū)范圍還應(yīng)考慮搖擺對水線面變化的影響。

2.1 結(jié)構(gòu)檢驗

堆艙作為縱深防御的一道安全屏障，包圍并保護安全殼及其他放射性物項，也是船體總縱彎曲的主要受力構(gòu)件，保障船體總縱強度安全。同時也面臨海水腐蝕、疲勞損傷等威脅，需要定期開展結(jié)構(gòu)在役檢查。根據(jù)浮動核電站船體監(jiān)管體系研究，本文系統(tǒng)底分析了中國船級社《浮式裝置入級規(guī)范》(FR)和國際海事組織Res.491(XII)《核商船安全規(guī)則》(SC)相關(guān)要求，如下：

(1)《浮式裝置入級規(guī)范》第1篇/第5章/第4節(jié)(結(jié)構(gòu)檢驗)，要求對浮式裝置要開展年度檢驗、中間檢驗、特別檢驗和主體結(jié)構(gòu)測厚與探傷，主要包括結(jié)構(gòu)和關(guān)閉設(shè)施狀態(tài)、壓載艙及涂層、液艙保護檢查及液艙密性試驗等，檢驗周期分別為1年或5年。每次檢驗時，如發(fā)現(xiàn)主體結(jié)構(gòu)任何部位有顯著腐蝕，應(yīng)進行測厚檢查與探傷。此外，還需進行底外部相關(guān)項目檢查，周期為每5年周期內(nèi)進行2次，15年以下船齡船舶可采用水下檢驗，15年以上船齡船舶申請水下檢驗需要監(jiān)管部門特別認可[7]。因此，根據(jù)《浮式裝置入級規(guī)范》結(jié)構(gòu)檢驗要求，將堆艙結(jié)構(gòu)劃分為4個區(qū)域，如圖2所示。不同區(qū)域檢驗及周期列于表3。

圖2 堆艙結(jié)構(gòu)檢驗分區(qū)Fig.2 Reactor compartment structural zoning

(2)《核商船安全規(guī)則》第8.4.4節(jié)規(guī)定，需要對安全殼支撐范圍的堆艙底部船體結(jié)構(gòu)①和防碰撞的堆艙舷側(cè)結(jié)構(gòu)③進行年度檢驗，每2年檢驗1次外板②和④的變形與腐蝕。特殊地，需要每4年1次定期檢驗，用超聲波方法開展安全殼裂紋檢查，考慮到反應(yīng)堆換料周期，4年期限最多可延長1年[8]。因此，根據(jù)《核商船安全規(guī)則》結(jié)構(gòu)檢驗要求，不同區(qū)域檢驗及周期列于表4。

表3 浮式規(guī)范對船底及舷側(cè)結(jié)構(gòu)檢驗頻次Tab.3 FR’s structural inspection requirement

1)可代替一次年度檢驗。

表4 核商船規(guī)范對船底及舷側(cè)結(jié)構(gòu)檢驗頻次Tab.4 SC’s structural inspection requirements

(3)另外，堆艙舷側(cè)和底部結(jié)構(gòu)檢驗時間應(yīng)結(jié)合換料周期進行，應(yīng)調(diào)整相關(guān)系統(tǒng)設(shè)計，增加船體板材腐蝕余量、結(jié)構(gòu)安全在線監(jiān)測等措施，報主管部門審批許可后，使檢驗工作安排在停堆換料期間進行，降低受輻射的影響限制。

2.2 核燃料補給

浮動核電站長期駐泊海上作業(yè)，換料周期約2～3年，需要在整個中修期內(nèi)多次進行海上核燃料補給。補給船?？课恢?、操作人員站位及頻次等因素、反應(yīng)堆運行狀態(tài)，對浮動核電站堆艙舷側(cè)輻射分區(qū)具有較大影響。

(1)核燃料補給位置一般選擇堆艙附近，補給船以橫向補給方式[9]，靠綁在浮動電站堆艙舷側(cè)(如圖3所示)，因此補給船作業(yè)受到堆艙舷側(cè)的輻射影響。采用這種補給方式，可以最短的路徑將核燃料轉(zhuǎn)運至新燃料貯存間，有利于降低事故風(fēng)險。

核燃料補給船采用容器運輸，容器需滿足新燃料容器相關(guān)標準。補給船靠綁后，經(jīng)舷側(cè)的新燃料吊機，將容器整體吊裝至浮動核電站換料廠房內(nèi)。最后需要容器開箱，取出新燃料組件，并經(jīng)專用工具轉(zhuǎn)移至指定的貯存格架，相應(yīng)操作過程如圖4所示。

圖3 核燃料補給靠綁示意圖Fig.3 FNPP’s supply ship berth

圖4 核燃料轉(zhuǎn)移操作示意圖Fig.4 FNPP’s nuclear fuel transfer operation

(2)從人員站位及頻次考慮，為盡可能減低核燃料船上貯存，浮動核電站一般按1爐新燃料貯存量設(shè)計。初步估計運輸1爐燃料組件需要50個容器，整個海上補給過程時間約7天，堆艙區(qū)操作人員約9人，相應(yīng)人員站位列于表5，限制其他人員進入換料控制區(qū)。

表5 核燃料補給人員站位表Tab.5 FNPP’s replenishment station

燃料補給時，相關(guān)人員站位的主要職責如下：

1)現(xiàn)場總指揮1人：位于浮動平臺堆艙頂部視角較好的位置，全面協(xié)調(diào)指揮浮動平臺和補給船上相關(guān)人員的現(xiàn)場工作；

2)補給船操作2人：位于補給船貨艙內(nèi)負責新燃料容器的掛載；

3)吊機操作2人：1人位于吊機控制室操作吊機，1人位于浮動平臺頂棚甲板負責新燃料容器安全、準確的進入換料廠房頂部吊裝口；

4)換料廠房內(nèi)操作2人：位于換料廠房內(nèi)部，負責接收來自堆艙吊機的新燃料容器，安全平穩(wěn)的落地，并負責新燃料安全的轉(zhuǎn)移至貯存格架；

5)現(xiàn)場輔助2人：1人位于補給船,1人位于浮動平臺，主要輔助現(xiàn)場環(huán)境的監(jiān)測、處于機動狀態(tài)。

因此，實際上受舷側(cè)分區(qū)影響的人數(shù)為3人，分別是補給船操作2人和現(xiàn)場輔助的其中1人，其他人位于浮動平臺頂部不受舷側(cè)分區(qū)影響。

(3)從源項角度考慮，為保證電站經(jīng)濟性，應(yīng)盡可能減少換料對正常發(fā)電的影響，因此核燃料補給一般安排在反應(yīng)堆功率運行期間進行。

2.3 管路、電纜布置

根據(jù)船舶的布置特點，不可避免地在船舶底部和舷側(cè)設(shè)置管隧(如圖5所示)，用于布置貫穿艏艉的生活水管、污水管、電纜或其他管線，并考慮檢修人員通行要求。因此需要考慮堆艙輻射對管路內(nèi)流體介質(zhì)的影響，避免將放射性物質(zhì)帶至船舶的其他區(qū)域；同時要考慮電纜的耐輻照性能，避免影響船舶的用電安全。

圖5 堆艙區(qū)管隧布置與分區(qū)Fig.5 FNPP’s tunnel arrangement and radiation zoning

由于反應(yīng)堆安裝在安全殼底部，堆艙底部的劑量最大。因此，為降低管路和電纜布置對分區(qū)的影響，浮動核電站總體布局設(shè)計時，應(yīng)考慮將平臺分為艏、中、艉三區(qū)，分別在三個區(qū)域布置系統(tǒng)，避免全船性管路穿過堆艙。部分不可避免的管路、線纜布置在輻射環(huán)境較低的上管隧。

2.4 搖擺

核動力商船輻射分區(qū)原則以設(shè)計水線為邊界，水線以上定義為舷側(cè)分區(qū)，水線以下為底部分區(qū)。由于浮動核電站設(shè)計是基于運行廠址的海洋環(huán)境特征，確定了平臺運行和風(fēng)暴自存的兩種海況重現(xiàn)期。相應(yīng)海況下，浮動核電站搖擺的幅度不一樣。

因此，舷側(cè)分區(qū)時需要考慮水線以下疊加搖擺的幅值(如圖5所示)，舷側(cè)屏蔽材料輻射的范圍應(yīng)不小于搖擺角最低點位置。

2.5 屏蔽材料

一般地，可作為核電站屏蔽材料的方案有混凝土、水、鑄鐵、鉛等，這些材料對不同輻射類型具有較好的防護效果。陸上核電站一般選用混凝土作為屏蔽材料，經(jīng)濟性較好。而浮動核電站屏蔽材料的選擇，需要考慮船舶空間和重量的限制，一般選擇屏蔽效果更好，經(jīng)濟成本可接受的材料。

參考國內(nèi)外軍用核動力艦船和核動力破冰船，鉛是最常見的屏蔽材料，屏蔽厚度和重量對船舶的適應(yīng)性較好。目前國內(nèi)外正在研發(fā)的特種高效的屏蔽材料，但由于經(jīng)濟成本的原因，還不能為工程廣泛使用。因此，我國目前的浮動核電站論證方案多采用的是以鉛為主的屏蔽材料，本文也以鉛為前提開展輻射分區(qū)的相關(guān)論證和分析。

3 分區(qū)標準研究

本節(jié)基于舷側(cè)與堆底分區(qū)的限制因素，輻射防護最優(yōu)化基本原則(ALARA)，對比分析不同分區(qū)方案的屏蔽效果和經(jīng)濟性能，綜合性能最佳的分區(qū)方案可為工程設(shè)計參考。

3.1 劑量率計算方法說明

本文基于蒙特卡羅計算方法計算鉛和聚乙烯的屏蔽性能。該方法是核電站屏蔽計算經(jīng)常采用的重要方法之一，可大幅節(jié)省研究經(jīng)費和研究時間，計算模型如圖6所示，該模型考慮了安全殼四周設(shè)置了1.5 m的水艙，具有一定的屏蔽效果。

圖6 堆艙底部和舷側(cè)屏蔽的蒙特卡羅計算模型Fig.6 Shel. & bot shields’ Monte Carlo model

3.2 舷側(cè)分區(qū)

根據(jù)上節(jié)分析，影響堆艙舷側(cè)分區(qū)的主要的因素是舷側(cè)結(jié)構(gòu)檢驗和核燃料補給。本文根據(jù)船檢現(xiàn)場經(jīng)驗反饋，分別估算了舷側(cè)各工況下人員施工作業(yè)的人員站位特征，見表2～表4。分析結(jié)果表明，核燃料補給是堆艙舷側(cè)區(qū)域人員居留特性要求最高的工況，最大值為12.9人·時/周，達到綠區(qū)(大于10人·時/周)水平。此外，《核商船安全規(guī)則》考慮到核商船進出入出港口的特點，要求堆艙水線以上舷側(cè)的劑量當量率≤0.5 μSv/h，為非輻射工作場所。

因此，本文分別考慮了非輻射工作場所、監(jiān)督區(qū)和綠區(qū)三種方案，論證了不同方案下屏蔽材料特征及成本分析，作為分區(qū)設(shè)計的依據(jù)。在屏蔽工藝設(shè)計方面，安全殼屏蔽工藝設(shè)計，考慮到鉛對γ具有較好的屏蔽效果，聚乙烯對中子具有較好的屏蔽效果性質(zhì)，鉛屏蔽先于聚乙烯面向源項吸收部分高能射線，可減少聚乙烯的使用[10]。

(1)非輻射工作場所

非輻射工作場所是根據(jù)核商船的標準考慮的，經(jīng)屏蔽設(shè)計和計算：鉛屏蔽的厚度為190 mm、聚乙烯厚度為50 mm，舷側(cè)的劑量率水平為0.5 μSv/h。

(2)監(jiān)督區(qū)

作為對比項，分析了監(jiān)督區(qū)標準的屏蔽特征：鉛屏蔽的厚度為150 mm、聚乙烯厚度為50 mm，舷側(cè)的劑量率水平為2.5 μSv/h。

(3)綠區(qū)

綠區(qū)標準是根據(jù)浮動核電站實際使用工況分析考慮的，經(jīng)屏蔽設(shè)計和計算：鉛屏蔽的厚度為120 mm、聚乙烯厚度為50 mm，舷側(cè)的劑量率水平為10 μSv/h。

基于浮動核電站一般的安全殼容積水平：長約12 m、寬約10 m、高約15 m，安全殼側(cè)面的面積約180 m2，結(jié)合安全殼安裝高度、設(shè)計水線和搖擺因素后，側(cè)面的屏蔽面積約130 m2。因此三種分區(qū)方案的屏蔽重量和造價列于表6。

表6 舷側(cè)分區(qū)方案對比表Tab.6 Shell’s radiation zoning comparison

由表6可見，非輻射工作場所方案的劑量率水平最低(0.5 μSv/h)，屏蔽的經(jīng)濟成本最高(2 305萬元)；綠區(qū)方案的劑量率水平相對較高(10 μSv/h)，屏蔽的經(jīng)濟成本最低(1 793萬元)。監(jiān)督區(qū)場劑量率水平和屏蔽的經(jīng)濟成本介于非輻射工作場和綠區(qū)之間。

經(jīng)綜合分析，基于以下考慮，本文推薦綠區(qū)為舷側(cè)分區(qū)方案：

(1)上述三種方案均滿足使用要求。

(2)在使用工況上，浮動核電站相比核商船區(qū)別較大。浮動核電站長期駐泊海上，舷側(cè)人員作業(yè)時間和頻次較低；只在中修期回港，且處于停堆工況，輻射源強度較低。因此，在安全性有保障的前提下，浮動核電站舷側(cè)分區(qū)可在核商船的基礎(chǔ)上適當降低要求。

(3)屏蔽的成本分析應(yīng)包括兩個部分，即較高輻射分區(qū)的管理成本和經(jīng)濟成本。綠區(qū)為常規(guī)工作區(qū)，不屬于較高的輻射區(qū)，人員進入無需特殊的管理措施。從經(jīng)濟成本考慮，綠區(qū)較監(jiān)督區(qū)和非輻射工作場所可節(jié)約成本約350萬元和600萬元，效益可觀。因此建議綠區(qū)作為舷側(cè)的輻射分區(qū)方案。

3.3 底部分區(qū)

與舷側(cè)分區(qū)要求不同，影響堆艙底部輻射分區(qū)的主要的因素是底部結(jié)構(gòu)檢驗，堆艙底部區(qū)作業(yè)人員的頻次更低，但屬于堆芯周邊的活性區(qū)[11]。根據(jù)表2和表3對堆艙底部結(jié)構(gòu)檢驗的作業(yè)頻次分析可見，最高居留特征時間約0.06人·時/周，屬于高輻射區(qū)分區(qū)標準。此外，GJB 843.21 A《核動力裝置設(shè)計安全規(guī)定輻射屏蔽設(shè)計準則》規(guī)定，反應(yīng)堆堆底軸線處船體外表面處熱中子注量率和γ射線的能量注量率的限值，分別為1.0×108n/(cm2·s)和1.0×107MeV/(cm2·s)，相當于劑量率50 mSv/h；另外，《核商船安全規(guī)則》考慮了核商船在航區(qū)內(nèi)航行可能存在擱淺、觸礁等事故風(fēng)險，要求10%堆功率下進行堆艙底部的水中檢修的部位劑量當量率≤75 μSv/h，對應(yīng)滿功率工況下約75 μSv/h。

因此，本文根據(jù)GJB 843.21 A和核商船安全規(guī)則要求，對比了50 mSv/h 和75 μSv/h兩種方案。但根據(jù)國內(nèi)核能行業(yè)協(xié)會對較高輻射區(qū)劑量率的界定來看，10

浮動核電站安全殼底部便于設(shè)置水艙，利于降低船舶重心，具有較好的中子屏蔽功能，因此安全殼底部屏蔽可不單獨考慮中子及其屏蔽材料使用，不同分區(qū)的屏蔽方案如下：

(1)75 μSv/h

75 μSv/h是根據(jù)核商船的標準考慮的，經(jīng)屏蔽設(shè)計和計算，安全殼底需敷設(shè)鉛屏蔽的厚度約130 mm。

(2)1 mSv/h

1 mSv/h為限定工作區(qū)，年均工作量小于1人·時/周，可管理進入。經(jīng)屏蔽設(shè)計和計算：鉛屏蔽的厚度約90 mm。

(3)50 mSv/h

50 mSv/h標準是根據(jù)GJB 843.21 A標準考慮的，經(jīng)計算該方案下無需使用額外的屏蔽材料，僅依靠安全殼鋼結(jié)構(gòu)材料屏蔽可達到該劑量率水平。

上述三種分區(qū)方案的屏蔽重量和造價列于表7。

表7 堆底分區(qū)方案對比表Tab.7 Bottom’s radiation zoning comparison

表7顯示，50 mSv/h方案的場劑量率水平最高，屏蔽成本幾乎為0；75 μSv/h方案的場劑量率水平最低，但屏蔽經(jīng)濟成本最低(1 528萬元)。與舷側(cè)分區(qū)方案選擇類似，基于以下考慮，本文推薦1 mSv/h為舷側(cè)分區(qū)方案：

(1)從較高輻射分區(qū)的管理成本考慮，50 mSv/h屬于特高輻射區(qū)，進入較高輻射區(qū)開展維修或檢查活動，應(yīng)做好對輻射風(fēng)險識別與監(jiān)測跟蹤，建立完善的規(guī)章制度和程序，開展人員培訓(xùn)與資格管理，落實信息交流與準確傳遞，并采取放射防護控制措施，避免或降低可能造成的嚴重輻射安全事件和人員超劑量照射的后果。因此，50 mSv/h的分區(qū)方案對浮動核電站的管理成本，輻射風(fēng)險較大，安全性較低，不建議采用。

(2)與舷側(cè)工況類似，浮動核電站與核商船長期在航道上穿行不一樣，浮動核電站為拖帶航行、駐泊工況下不存在擱淺的風(fēng)險，堆艙底部不存在低功率檢修的情景，因此不考慮10%堆功率下堆底水下維修的工況設(shè)計更合理。

(3)根據(jù)NB/T 20185—2012，以及EJ/T 1172—2004等標準規(guī)定，劑量率≤1 mSv/h時可管理進入，年均工作量小于1人·時/周，滿足堆艙底部檢修的頻次要求。同時，1 mSv/h劑量率相對較低，輻射風(fēng)險較小，安全性較好；從經(jīng)濟成本考慮，1 mSv/h方案可節(jié)省成本約500萬元。因此建議1 mSv/h劑量率標準作為堆艙底部的輻射分區(qū)方案。

4 結(jié)論與建議

本文基于GB 18871—2002《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》要求，系統(tǒng)研究了影響浮動核電站堆艙舷側(cè)和底部輻射分區(qū)的因素，有如下結(jié)論：

(1)堆艙舷側(cè)和底部輻射分區(qū)應(yīng)考慮結(jié)構(gòu)檢驗和核燃料補給的影響；

(2)堆艙舷側(cè)和底部結(jié)構(gòu)檢驗，應(yīng)安排在停堆換料期間進行，降低輻射防護對相關(guān)區(qū)域檢修人員施工的影響；

(3)核燃料補給在反應(yīng)堆功率運行期間進行，是堆艙舷側(cè)輻射分區(qū)的首要影響因素；

(4)舷側(cè)分區(qū)屏蔽應(yīng)考慮搖擺對水位變化的影響；

(5)浮動堆艙室總體規(guī)劃和布局時，應(yīng)考慮合理的管線布置，避免或降低堆艙高輻射區(qū)輻射照射的不利影響。

本文基于輻射防護的基本原則，基于輻射分區(qū)因素對劑量限值的要求，對比分析了國內(nèi)外規(guī)范及標準的要求，考慮較高輻射區(qū)的管理成本以及屏蔽的經(jīng)濟成本，最終確定了堆艙相關(guān)區(qū)域的分區(qū)方案：舷側(cè)為綠區(qū)(<10 μSv/h)、底部為限定工作區(qū)(≤1 mSv/h)，具有較好的安全和經(jīng)濟收益。

基于浮動堆的運行特點，從輻射防護管理的角度對浮動核電站運行有以下建議:

(1)浮動堆一般采用雙堆布置，且具有1.5～3年的換料周期，因此建議在單堆換料期間交替開展浮動平臺的檢修工作，避免滿功率期間的高輻射場劑量率；

(2)新燃料補給船選用艏部上建型船舶，靠泊時艉部靠近堆艙，避免補給船船員受到浮動平臺舷側(cè)輻射影響；

(3)浮動平臺設(shè)計時，建議考慮安全殼底部和舷側(cè)的空艙注水的接口，不需要時可排除水源，具有較好的屏蔽效果和經(jīng)濟性。