AP1000核電廠的輻射防護

引言

一提起核電站，首先引起一些人恐慌的是由此產生的放射性輻射對員工和周圍公眾的危害。事實上核電站放射性物質釋放相當微小，這是因為核電站從設計到建造都嚴格按照輻射防護“縱深防御”的理念進行的。本文試以AP1000核電廠為例簡要介紹核電廠的輻射防護。

輻射防護的目標

使核電廠工作人員和公眾在核電廠正常運行、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，并且合理可行盡量低，即ALARA原則（As Low As Reasonably Achievable）。

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

輻射防護的準則

為達到上述目標，在考慮核電廠輻射防護時需要設立相關準則，其中主要的準則如下所述。

在核電廠正常運行、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《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）中規定的年劑量限值，即20mSv/年。

在設計基準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量小于50mSv。

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

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

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

反應堆壓力容器輻照督管的超前因子要滿足ASTM E185-02中規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。

輻射防護的基礎

輻射防護的基礎主要在于輻射屏蔽材料、輻射分區等：

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。

標準普通混凝土：混凝土廣泛用于各放射性廠房和設備間的屏蔽。

不銹鋼和碳鋼：不銹鋼和碳鋼用在堆內構件、反應堆壓力容器、屏蔽門和各設備的結構材料等處：

水：水和堆內構件、反應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。在其他設備（如蒸汽發生器、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，可作為臨時的屏蔽措施或屏蔽門的材料。

輻射分區

AP1000核電廠的廠區輻射分區和對應的輻射水平描述如下。

輻射分區號 允許的居留 劑量率0無限制居留≤0.5μSv/h I 監督區≤2.5μSv/h II 職業人員進入≤10μSv/h III 定期進入≤150μSv/h IV 受限制進入≤1mSv/h V控制進入≤10mSv/h VI 正常限制進入≤100mSv/h VII 正常嚴格限制進入≤1Sv/h VIII 正常不可進入≤5Sv/h IX 非常高的輻射區≤5Gy/h

0區：0區對進入沒有限制。在0區居留40小時/周，50周/年，個人受到的輻射照射總有效劑量當量不會超過《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）中規定的1mSv/年。

I區：I區屬于監督區，對居留時間不做限制。在I區居留40小時/周，50周/年，核電廠工作人員個人受到的輻射照射總有效劑量當量不會超過《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）中規定的5mSv/年。

II區：II區是常規工作區。II區內核電廠工作人員或授權參觀人員可以居留40小時/周，50周/年，并且總有效劑量當量不會超過《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）中規定的連續5年平均20mSv/年且單年不超過50mSv/年。

III區：III區是限制進入輻射區。III區內核電廠工作人員可以周期性進入。

IV區：IV區是限制進入輻射區。該區需要貼上“注意-輻射區域”的標志。該區工作時間受到限制并被授權的輻射防護人員控制。

V區及V區以上分區：V區及V區以上分區是高輻射區。這些區域需要貼上“注意-高輻射區”或“危險-高輻射區”等標志，且需要鎖住大門或使用其他適合的方式控制或監督工作人員進入，進入時間是非常有限的。進入這些區域需要預先監測其輻射水平以確定進入的時間。

以上II區-IX區屬于控制區，應通過位于附屬廠房中的衛生出入口（即放射性控制區出入口）進入。在核電廠實際運行中，核電廠相關部門應根據實際的輻射水平來確定是否需要張貼輻射標志。在核電廠設計中，確定某區域水平時還應考慮接近任何在那些區域內的核電廠使用的設備、儀表或控制裝置等的需求。

反應堆廠房的屏蔽

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構件、水隙、反應堆壓力容器以及圍繞著反應堆壓力容器的混凝土結構等部件組成。

一次屏蔽的主要功能有以下幾方面。

降低入射在反應堆壓力容器上隨中子能量變化的中子注量率，以防止反應堆壓力容器的材料性能發生變化，從而不適當地限制了核電廠的運行壽命。

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構被過度活化。

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

降低來自反應堆運行時堆芯的各種核輻射，以便在核電廠滿功率運行期間允許核電廠工作人員有限制地進入反應堆完全殼內的某些區域。

降低停堆后堆芯的各種核輻射，以便在停堆后短時間內就可以進入一次屏蔽和二次屏蔽之間的區域。

二次屏蔽

二次屏蔽是由圍繞反應堆冷卻劑系統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堆冷卻劑回路設備的輻射，使反應堆操作大廳和二次屏蔽外區域的輻射水平滿足輻射分區的要求，以便在反應堆功率運行工況下，允許核電廠工作人員有限制地進入安全殼內的某些區域。

AP1000中的二次屏蔽內的主要輻射源是反應堆冷卻劑回路中的N16，主要的放射性設備有主管道、蒸汽發生器、穩壓器和主泵等。

SRTF廠房的輻射屏蔽

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

SRTF廠房包括廢物處理區（包括控制出入口）、洗衣房和廢物暫存庫等。

SRTF廠房屏蔽厚度設計的劑量率準則如下。

SRTF廠房構筑物以外實物保護區以內（除實體隔離區）區域劑量率≤2.5μSv/h（I區）。

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

實體隔離區內的劑量率和相鄰兩個放射性設備間隔墻厚度設計的劑量率≤150μSv/h（III區）。

源項

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、化學廢液、移動式設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處理能力的各類疏水。

結論

SRTF廠房廢物處理區的輻射屏蔽設計按照各放射性設備間的保守源項來計算，廢物暫存庫設計中考慮貯存最大廢物桶數量，同時輻射屏蔽設計在滿足輻射分區要求的條件下，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。

結語

考慮到中國現行的相關法規和標準，對于AP1000核電廠的輻射防護的技術方案，根據ALARA原則，在進行防護設計時，應當謀求防護的最優化，既不能盲目追求無限地降低劑量，也要在可合理達到的盡量低的劑量水平考慮防護措施。