張普忠 李鵬飛 馮嘉 郭鋒 陳婷婷

關(guān)鍵詞：吸入內(nèi)照射;氣載放射性;監(jiān)測閾值

0引言

放射性物質(zhì)通過被人體吸入、食入或者經(jīng)過皮膚攝入等途徑進(jìn)入人體而產(chǎn)生內(nèi)照射危害。其中，因吸入氣載放射性物質(zhì)而產(chǎn)生的吸入內(nèi)照射是壓水堆核電廠工作人員所受職業(yè)照射的來源之一。在核島廠房內(nèi)，由于泵閥、儲罐容器等設(shè)備的跑冒滴漏現(xiàn)象導(dǎo)致的放射性物質(zhì)泄漏，以及諸如內(nèi)置換料水箱、換料水池以及乏燃料水池等敞口坑池內(nèi)放射性液體的蒸發(fā)，導(dǎo)致核島廠房內(nèi)彌漫氣載放射性物質(zhì)，其中一部分作為氣載放射性流出物排放到環(huán)境中，造成環(huán)境公眾輻射劑量;另一部分則滯留在核島廠房內(nèi)，工作人員在作業(yè)時(shí)會吸入這些氣載放射性物質(zhì)造成吸入內(nèi)照射。

對于放射性流出物導(dǎo)致的環(huán)境公眾輻射劑量，對任何廠址的所有核動力堆向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何個(gè)人造成的有效劑量每年必須小于0.25mSv[1]。對于工作人員的職業(yè)照射水平，《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871—2002）也給出了明確要求，如由審管部門決定的連續(xù)5年的年平均有效劑量不超過20mSv等[2]。為了確保公眾環(huán)境及工作人員的受照劑量滿足相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的要求，并處于可合理達(dá)到的盡量低水平，必須對核島廠房內(nèi)氣載放射性濃度進(jìn)行計(jì)算評估，并設(shè)定合理的監(jiān)測和報(bào)警閾值，以便對氣載放射性濃度水平進(jìn)行有效的監(jiān)測和控制，降低工作人員吸入內(nèi)照射的危害，進(jìn)而降低職業(yè)受照水平。

同時(shí)，在制定核電廠安全分析報(bào)告的標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容以及審查核電廠安全分析報(bào)告的標(biāo)準(zhǔn)審查大綱中[3-4]，均明確指出了對氣載放射性源項(xiàng)計(jì)算模型和參數(shù)的要求。國內(nèi)二代改進(jìn)型機(jī)組、華龍一號以及EPR、AP600、AP1000堆型的實(shí)際設(shè)計(jì)計(jì)算中，氣載放射性源項(xiàng)均采用一種通用的簡化模型進(jìn)行假設(shè)和計(jì)算。本文基于該計(jì)算模型討論正常運(yùn)行狀態(tài)下華龍一號機(jī)組相關(guān)計(jì)算輸入?yún)?shù)的選取及存在的問題，并對與控制核島廠房氣載放射性濃度相關(guān)的通風(fēng)系統(tǒng)的啟停閾值設(shè)計(jì)進(jìn)行分析。

1氣載放射性濃度計(jì)算模型

1.1氣載放射性物質(zhì)的產(chǎn)生和去除

核電廠在正常運(yùn)行狀態(tài)下，核島廠房內(nèi)氣載放射性物質(zhì)主要來自于以下途徑：1）核島廠房內(nèi)傳送放射性流體的系統(tǒng)和設(shè)備管道的泄漏;2）內(nèi)置換料水箱（IRWST）、反應(yīng)堆換料水池以及乏燃料水池等敞口坑池的蒸發(fā);3）泄漏至核島廠房中的放射性液體的蒸發(fā)。核島廠房內(nèi)氣載放射性物質(zhì)主要有兩種去除方式，即放射性核素的自發(fā)衰變和廠房通風(fēng)系統(tǒng)過濾去除。

核島廠房內(nèi)氣載放射性濃度在產(chǎn)生和去除的共同作用下動態(tài)變化，因此可以通過改變通風(fēng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)，控制氣載放射性濃度在合理范圍內(nèi)。

1.2計(jì)算模型

在上述氣載放射性物質(zhì)的產(chǎn)生和去除方式共同作用下，核島廠房中氣載放射性濃度可以通過以下計(jì)算模型分析[5]：

式中，Ci（t）為在t時(shí)刻第i種核素的氣載放射性濃度，Bq/m3;LRi為系統(tǒng)或設(shè)備中的放射性液體在廠房內(nèi)的泄漏率或蒸發(fā)率，g/s;Ai為放射性液體中第i種核素的放射性比活度，Bq/g;PFi為第i種核素汽水分配因子;V為廠房自由空間體積，m3，自由空間是指廠房中除去設(shè)備、管道以及其它物體所占空間之外氣載放射性物質(zhì)可以自由到達(dá)的空間;λTi為廠房內(nèi)第i種核素的總?cè)コ?shù)，s-1，可由式（2）給出：

式中，λdi為第i種核素放射性衰變常數(shù)，s-1;λe為通風(fēng)去除常數(shù)，s-1，等于通風(fēng)流量/廠房的自由體積。

正常工況下，廠房中氣載放射性物質(zhì)一方面由于放射性液體不斷泄漏或蒸發(fā)而進(jìn)入廠房自由空間內(nèi)，另一方面由于自發(fā)衰變和通風(fēng)去除而不斷減少，因此，廠房中氣載放射性濃度處于動態(tài)變化中。從公式（1）可知，當(dāng)廠房的通風(fēng)流量較大時(shí)，核素的總?cè)コ?shù)相應(yīng)較大，該核素的氣載放射性濃度可在較短時(shí)間內(nèi)達(dá)到峰值，經(jīng)過一段時(shí)間后該核素的氣載放射性濃度不再隨時(shí)間變化，即達(dá)到該核素的平衡濃度，第i種核素的平衡濃度Ci可用下式計(jì)算：

目前，二代改進(jìn)型、華龍一號、AP1000和EPR核電廠核島廠房氣載放射性濃度計(jì)算均采用上述模型，不同的是計(jì)算模型中主要參數(shù)的確定，除廠房自由空間體積、通風(fēng)流量以及放射性液體泄漏率等不同堆型固有差異之外，各核素汽水分配因子、參數(shù)選取初始假設(shè)條件也不同，這些差異直接影響氣載放射性濃度的計(jì)算結(jié)果。

1.3自由空間體積的確定

華龍一號核島廠房根據(jù)不同功能劃分反應(yīng)堆廠房、核輔助廠房、核燃料廠房、安全廠房以及電氣廠房等，這些廠房均為多層建筑，每層同時(shí)又包含多個(gè)房間。為了防止放射性污染擴(kuò)散，便于輻射防護(hù)管理和職業(yè)照射控制，這些房間又被劃分為多個(gè)輻射分區(qū)，處于不同輻射分區(qū)的房間有著明確的物理邊界，并設(shè)置對應(yīng)的通風(fēng)流量。因此，各房間內(nèi)通風(fēng)流量的差異導(dǎo)致這些房間之間存在壓差，進(jìn)而導(dǎo)致不同房間內(nèi)的放射性核素氣載濃度存在差異。

在計(jì)算核電廠核島各廠房內(nèi)氣載放射性濃度時(shí)，針對廠房自由體積的確定做了簡化處理，即認(rèn)為同一廠房內(nèi)各房間相互貫通，相當(dāng)于一個(gè)內(nèi)部沒有隔墻、具有相同溫度、壓力和通風(fēng)流量的大自由空間，簡化之后每個(gè)廠房是一個(gè)大自由空間，例如華龍一號核島各主要廠房的自由體積參數(shù)如表1所示[6]。這樣處理計(jì)算得到的氣載放射性濃度結(jié)果只是一個(gè)平均值，并不代表某具體房間真實(shí)的氣載放射性情況。

1.4通風(fēng)流量的確定

在核電廠核島廠房中的各個(gè)房間，根據(jù)房間功能和輻射分區(qū)等要求，設(shè)計(jì)不同的通風(fēng)流量，保證房間內(nèi)溫度、壓力以及氣載放射性濃度滿足設(shè)計(jì)要求。由于各房間的功能和輻射分區(qū)等要求的差異，其通風(fēng)流量也存在差異，這將直接影響氣載放射性濃度計(jì)算結(jié)果。由于計(jì)算時(shí)對廠房內(nèi)各空間做了簡化處理，認(rèn)為是一個(gè)貫通的大自由空間，對通風(fēng)流量也必須進(jìn)行相應(yīng)的簡化處理。對于廠房內(nèi)本身存在大自由空間的廠房，如反應(yīng)堆廠房的安全殼內(nèi)和核燃料廠房的燃料操作大廳，其通風(fēng)流量就是該區(qū)域?qū)嶋H的通風(fēng)流量。對于廠房內(nèi)各房間是相互隔離的情形，如核輔助廠房，其通風(fēng)流量則簡化為選取所有房間進(jìn)風(fēng)流量的總和，華龍一號核島各主要廠房的通風(fēng)流量參數(shù)列于表1。

1.5泄漏率的確定

核島廠房內(nèi)的氣載放射性物質(zhì)主要來自設(shè)備中放射性液體的跑冒滴漏以及敞口坑池內(nèi)放射性液體的蒸發(fā)，這些放射性液體中各核素的初始含量是不同的，出于計(jì)算保守考慮，所有放射性液體均按照反應(yīng)堆主冷卻劑源項(xiàng)考慮。

華龍一號核島廠房氣載放射性濃度計(jì)算中關(guān)于泄漏率的取值，參考了法國法瑪通公司在計(jì)算各種系統(tǒng)預(yù)期廢氣排放時(shí)所采用的泄漏率數(shù)值，即正常運(yùn)行狀態(tài)時(shí)，反應(yīng)堆主冷卻劑的泄漏率估計(jì)為100kg/h，其中反應(yīng)堆廠房中的泄漏估計(jì)為66kg/h，核輔助廠房中約為33kg/h（冷泄漏31kg/h，熱泄漏2kg/h），出于計(jì)算結(jié)果的保守性考慮，對應(yīng)的主冷卻劑源項(xiàng)均采用37GBq/tI-131當(dāng)量時(shí)的反應(yīng)堆主冷卻劑[6]。

1.6汽水分配因子的確定

汽水分配因子的確定取決于空間內(nèi)的溫度、壓力及核素特性。目前，國內(nèi)二代改進(jìn)型和華龍一號等堆型氣載放射性濃度計(jì)算主要參考法國法瑪通公司在計(jì)算各種系統(tǒng)預(yù)期廢氣排放時(shí)所采用的汽水分配因子，如表2所示[6]。

1.7計(jì)算結(jié)果及分析

根據(jù)上述計(jì)算模型以及計(jì)算參數(shù)的選取，可以計(jì)算得到核島各廠房內(nèi)的氣載放射性濃度。根據(jù)各個(gè)核素的氣載放射性濃度以及核素的劑量轉(zhuǎn)換因子，可以進(jìn)一步計(jì)算得到每種核素對內(nèi)照射的貢獻(xiàn)。正常運(yùn)行狀態(tài)下華龍一號機(jī)組反應(yīng)堆廠房和核輔助廠房內(nèi)Kr、Xe、I、Cs相關(guān)核素的氣載放射性濃度計(jì)算結(jié)果列于表3，反應(yīng)堆廠房與核輔助廠房的內(nèi)照射劑量計(jì)算結(jié)果列于表4。由計(jì)算結(jié)果可知，正常運(yùn)行狀態(tài)時(shí)核島廠房內(nèi)各核素的氣載放射性濃度并不高，停留在該區(qū)域1小時(shí)所導(dǎo)致待積有效劑量和待積甲狀腺劑量也不高，即核島廠房內(nèi)工作人員所受內(nèi)照射劑量與所受的外照射劑量相比，占所受的總輻照劑量比重較小。

必須指出，通過該計(jì)算模型得到的計(jì)算結(jié)果只是反映了一個(gè)廠房在假設(shè)條件下氣載放射性濃度的一個(gè)平均的動態(tài)平衡值，并不是具體區(qū)域內(nèi)氣載放射性濃度的實(shí)際情況。因此在評估具體區(qū)域的居留特性時(shí)，此處的氣載放射性濃度結(jié)果不能作為評估依據(jù)，必須具體測得該區(qū)域的放射性液體的活度濃度、泄漏率或蒸發(fā)率、通風(fēng)流量、自由空間體積等參數(shù)進(jìn)行計(jì)算，得到該區(qū)域的各核素氣載濃度，可用于評估該區(qū)域的可居留性，進(jìn)而評估工作人員居留期間的吸入內(nèi)照射受照水平，確保工作人員受照劑量不超過規(guī)定限值。

2監(jiān)測閾值計(jì)算分析

在正常運(yùn)行狀態(tài)，核島廠房中彌散氣載放射性物質(zhì)時(shí)，為確保工作人員的受照劑量滿足法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求，并處于可合理達(dá)到的盡量低水平，必須對氣載放射性濃度水平進(jìn)行有效的監(jiān)測和控制。核島內(nèi)不同廠房根據(jù)其內(nèi)部氣載放射性物質(zhì)特性，輻射監(jiān)測系統(tǒng)應(yīng)針對不同的監(jiān)測對象進(jìn)行設(shè)計(jì)。

華龍一號反應(yīng)堆廠房安全殼內(nèi)設(shè)有空氣監(jiān)測系統(tǒng)，可以連續(xù)測量安全殼內(nèi)Kr和Xe等惰性氣體的濃度，達(dá)到設(shè)定監(jiān)測閾值時(shí)即為安全殼小風(fēng)量清洗回路提供啟動信號。此處以反應(yīng)堆廠房安全殼空氣監(jiān)測系統(tǒng)小風(fēng)量清洗回路監(jiān)測閾值為例，說明監(jiān)測閾值的計(jì)算分析過程?？紤]到該監(jiān)測系統(tǒng)主要針對惰性氣體活度濃度進(jìn)行測量，所以在閾值分析時(shí)主要考慮惰性氣體Kr和Xe，同時(shí)不考慮惰性氣體各核素物質(zhì)成分及其比例的變化，根據(jù)上節(jié)的計(jì)算，正常運(yùn)行狀態(tài)下反應(yīng)堆廠房內(nèi)Kr和Xe各核素的氣載放射性濃度如表3所示。假設(shè)工作人員年有效劑量限值設(shè)計(jì)值為15mSv，每年工作2000小時(shí)[7]，每天工作8小時(shí)，結(jié)合每種惰性氣體核素的單位累積空氣濃度的有效劑量率[2]，計(jì)算得到各核素對應(yīng)的導(dǎo)出空氣濃度（DAC），結(jié)果列于表5。

以Xe-133核素為例，當(dāng)Xe-133的氣載放射性濃度為其導(dǎo)出空氣濃度值5.00×105Bq/m3時(shí)，基于表3中反應(yīng)堆廠房各核素的濃度比例關(guān)系，可推算出其它各惰性氣體核素與之對應(yīng)的氣載放射性濃度（詳見表6），求和之后進(jìn)而可得到反應(yīng)堆廠房中與Xe-133導(dǎo)出空氣濃度值對應(yīng)的惰性氣體氣載放射性總濃度值為5.83×105Bq/m3。

采用相同的計(jì)算方法，分別計(jì)算得到表5中其余7種核素各自基于其導(dǎo)出空氣濃度值的總惰性氣體活度濃度值，結(jié)果列于表7。對比表7中數(shù)值可知，基于Xe-133核素導(dǎo)出空氣濃度得到反應(yīng)堆廠房的惰性氣體總活度濃度值最小，考慮到反應(yīng)堆廠房內(nèi)有較大的自由空間，不同位置的氣載放射性物質(zhì)分布存在差異，監(jiān)測可能存在延遲，因此，以較小的總活度濃度值作為基礎(chǔ)參數(shù)來設(shè)計(jì)反應(yīng)堆廠房的輻射監(jiān)測閾值，相比其它核素導(dǎo)出空氣濃度可以更早給出報(bào)警提示。所以，基于Xe-133核素導(dǎo)出空氣濃度得到反應(yīng)堆廠房的惰性氣體總活度濃度值，即以5.83×105Bq/m3作為基礎(chǔ)設(shè)計(jì)反應(yīng)堆廠房的監(jiān)測報(bào)警閾值較為保守。

3結(jié)論

（1）分析了華龍一號核島廠房氣載放射性濃度計(jì)算中所用模型中各主要參數(shù)的選取原則，以及計(jì)算模型的應(yīng)用局限性，對于部分廠房自由空間體積和通風(fēng)流量都做了簡化處理，因而氣載放射性濃度計(jì)算結(jié)果難以精確反映該廠房中具體區(qū)域?qū)嶋H的氣載放射性濃度分布情況。如果計(jì)算某區(qū)域?qū)嶋H的氣載放射性濃度，并依此作為該區(qū)域工作人員可接近性和可居留性的判斷依據(jù)，則需實(shí)測該區(qū)域的自由空間體積、對應(yīng)的通風(fēng)流量，以及區(qū)域內(nèi)放射性液體泄漏率或者蒸發(fā)率，采用本計(jì)算模型可以準(zhǔn)確得出該區(qū)域的氣載放射性濃度。

（2）計(jì)算給出了核島廠房中各核素的氣載放射性濃度以及核島廠房氣載放射性濃度輻射監(jiān)測閾值計(jì)算方法，以此方法計(jì)算得到的監(jiān)測報(bào)警閾值為參考，可確定相應(yīng)通風(fēng)系統(tǒng)的啟動閾值，通過控制通風(fēng)系統(tǒng)確保核島廠房中的氣載放射性濃度維持在合理水平。