三門核電放射性氣溶膠內照射防護

張紅敏

(三門核電有限公司， 浙江 三門， 317112)

0 引言

壓水堆核電廠氣載放射性物質主要包括放射性氣溶膠、放射性碘和放射性惰性氣體。放射性氣溶膠在核電廠正常運行、停堆及退役的整個過程中都會產生，是造成核電廠工作人員內照射危害的主要來源[1]。

1 核電廠放射性氣溶膠及其來源

放射性氣溶膠分為天然放射性氣溶膠和人工放射性氣溶膠。核電廠在正常運行，反應堆一回路邊界無泄漏時，內部大氣環境中的放射性氣溶膠是由氡、釷子體組成的天然放射性氣溶膠[2]。它的濃度取決于廠房內部材料，通常濃度很低且處于平衡狀態。

核電廠在進行一回路開口作業或發生一回路泄露事故時，冷卻劑揮發后，在管道、設備上留下沉積的放射性顆粒或者放射性活化的浮塵，經過氣流的吹掃后進入空氣中，或者它們的帶電粒子吸附到空氣中的氣溶膠微粒上，形成放射性氣溶膠[3]，這是核電廠中放射性氣溶膠的主要來源。此外，對放射性物品進行機加工(如打磨、焊接等)，也會產生放射性氣溶膠。

總之，核電廠放射性氣溶膠主要源自堆芯及一回路管道中各種裂變子體及其衰變子體、以及各類腐蝕活化產物。根據《三門核電一期工程1&2號機組最終安全分析報告》[4]中給出的輻射控制區內氣載放射性核素種類，以20 mSv年劑量限值導出的三門核電輻射控制區內部分氣載放射性核素吸入年攝入量限值及其導出空氣濃度(DAC)列于表1。

出于安全考慮，三門核電在潛在污染核素51Cr、54Mn、60Co、110mAg、124Sb、131I、133I、134Cs、137Cs等中選擇毒性最大的60Co作為放射性氣溶膠的參考核素。因此，對于未知核素的放射性氣溶膠，基于保守決策并取整：

1DAC未知核素=300 Bq/m3

(1)

這個數據用于場所放射性氣溶膠活度濃度水平的初步判斷(詳見2.2節)。

2 三門核電放射性氣溶膠調查及評估

為了解控制區內放射性氣溶膠的狀況和潛在危害，在1、2號機組裝料后，需對控制區可能存在放射性氣溶膠的場所進行監測，這種是常規監測。同時，對于一回路相關系統開口作業，切割、打磨放射性零部件等作業，操作大量放射性物質的場地以及存在潛在嚴重空氣污染的工作場所，也需對放射性氣溶膠進行監測，這種是任務相關監測。

2.1 放射性氣溶膠監測

常規監測點主要針對控制區內存在潛在放射性氣溶膠污染風險的區域，如污染區域或存在地坑的房間/區域。計劃在1、2號機組正常運行期間對一回路取樣間、軌道小車間/過濾器存放間、廢液監測箱C房間、除鹽床/過濾器吊裝區、燃料操作區進行常規氣溶膠污染水平監測。同時，大修期間，在進行放射性開口作業，打磨切割放射性相關材料等工作時，也進行放射性氣溶膠監測。

監測的方法為取樣監測和連續監測。取樣監測適用于常規監測，使用取樣器，在不同的運行階段進行區域取樣監測。連續監測適用于空氣污染水平較高且有可能發生急劇變化的場所或工作區域。

表1 三門核電輻射控制區部分放射性核素 吸入年攝入量限值及其導出空氣濃度

1) 對于未知粒徑的核素，默認粒徑為5 μm。

2.2 放射性氣溶膠水平及攝入量評估

在進行工作場所放射性氣溶膠評估時，首先需要進行場所篩查評估，對工作場所進行取樣，使用便攜式表面污染監測儀對樣品進行測量來初步確定工作場所氣溶膠的污染水平。

對于CoMo170進行的場所篩查，使用式(2)進行氣溶膠濃度估算：

式中，n為CoMo170的凈計數率，s-1；170為CoMo170的探測器面積，cm2；Rβ為CoMo170的表面活度響應因子，cm2/(s·Bq)；V為取樣體積，m3；Cp為氣溶膠的采集效率；300為1DAC參考核素60Co的活度濃度，Bq/m3。

參照核行業標準《壓水堆核動力廠廠內輻射分區設計準則》[5]，設定如表2所列的標準，定性的描述工作現場氣溶膠污染水平。

表2 放射性氣溶膠濃度對應的污染水平

當估算結果小于0.1?DAC時，認為不存在空氣污染；當估算結果為0.1?DAC～0.3?DAC時，需進行調查；當估算結果大于0.3?DAC時，需α、β計數器進行確認，當結果仍大于0.3?DAC時須使用γ譜儀進行核素分析，并對工作人員進行攝入量評估。設定0.3?DAC的依據是輻射控制區(工作人員在此區域工作一年所接受到的劑量可能會超過5 mSv )要求，在0.3?DAC的區域工作1 a，所接受到的內照射劑量為6 mSv，這同時也是對標Vogtle電站得到的。核素分析對于半衰期較小(如<30 min)的核素，不用考慮防護，對于半衰期較大且毒性較大的核素，應根據γ譜的數據進行復核計算。

3 放射性氣溶膠內照射防護

AP1000機組在設計上已經考慮了氣載放射性核素的最小化，正常運行時限制了控制區內人員受照的平均和最大的氣載放射性水平在規定的限值內[4]。并且提供了HVAC系統(加熱、通風及空調系統)對廠房空氣進行通風及凈化以限制廠址邊界放射性氣溶膠的排放在可接受的水平。在三門核電一期工程1&2號機組最終安全分析報告中，依據一定的假設(0.25%燃料破損率)和其他參數，計算出安全殼廠房氣溶膠最大活度濃度(正常凈化)為444 Bq/m3，輔助廠房氣溶膠活度濃度為777 Bq/m3。在此基礎上，三門核電還采取了以下措施。

3.1 工作過程控制

輻射防護人員全程參與電廠工作計劃的制定與實施。對于氣溶膠內照射高風險的工作，在對工作進行計劃、準備、實施和反饋的整個過程中，輻射防護人員須全面跟蹤和管理。把工作項目的篩選、維修方案制定、程序文件準備、計劃、現場準備與防護措施相結合，使輻射防護充分融入其中。具體實施可以分為4個階段：

(1) 工作策劃

在篩選工作時，應取消一些不是必須的開口作業，對于設備的預防性維修，應該根據設備實際的運行狀態、趨勢及相關參數來決定。在安排計劃時，盡量將工作安排在放射性氣溶膠水平不高的時候做。對于設備維修作業，盡量將設備轉移到放射性氣溶膠濃度較低的地方進行。在設定工作班組人數時，盡量設置能完成工作所需的最少人數。在工作時間安排上，應盡量緊湊。在對輻射工作進行分級時，當工作場所放射性氣溶膠水平較高時，應考慮升級。

(2) 工作準備

工作準備包括場地準備、器材工具準備、文件準備、人員準備等。

場地準備包括檢查壓縮空氣和儀表空氣系統(CAS)與氣體分配器是否可用，搭設屏蔽、腳手架，建立污染隔離區等。當工作現場氣溶膠污染水平大于1?DAC時，應提前進行掃氣，加大局部通風等。對于開口作業容易產生大量放射性氣溶膠，有較高內照射風險的作業區域，還需建立空氣污染隔離區。建議在工作場所內存在高于50?DAC的放射性氣溶膠污染，或預計工作過程中會造成高水平的放射性氣溶膠污染的情況時建立空氣污染隔離區。空氣污染隔離區分為靜態封閉空間和動態封閉空間。對于放射性閥門的解體檢修，當管徑≥6 英寸時應嚴格在檢修場地建立污染隔離區，搭建靜態封閉空間；當管徑≥3 英寸時，應根據需要建立動態封閉空間；當管徑<3 英寸時，可通過系統隔離、疏水收集等措施防止污染擴散，可以不布置場地。

器材工具準備包括物資準備、儀表工具準備等。人員準備的關鍵是培訓。

(3) 工作實施

工作實施過程中，應對工作人員進行攝入量評估并嚴格限制工作時間，必要時采取人員輪換等措施。此外，對于裝卸料、開蓋、抽出指套管等氣溶膠內照射高風險的作業，建議在工作場所放置移動式氣溶膠連續監測儀，對工作過程中的氣溶膠進行持續監測，最后，對于放射性氣溶膠濃度>10DAC的工作場所，按照《壓水堆核動力廠廠內輻射分區設計準則》[5]要求，該區域應按照橙紅區管理，原則上應對該區域房間進行上鎖，防止無關人員誤入。

(4) 工作結束

工作結束階段包括防護用品脫除、污染隔離區拆除、放射性廢物分類收集、去污等工作，這些工作也應注意氣溶膠污染防護。工作完成之后，輻射防護人員應協同其他處室或單位進行工作總結，查找工作中存在的不足并形成經驗反饋以待改進。

3.2 工作人員防護

工作人員防護主要是佩戴呼吸保護設備來限制放射性氣溶膠的吸入風險。應根據工作區域放射性氣溶膠的水平提出相應的呼吸保護設備的使用建議。

呼吸保護設備主要分為過濾式和供氣式兩類，過濾式的包括全面罩和半面罩，供氣式的包括自給式空氣呼吸器、氣衣和通風頭罩。各種呼吸保護設備的使用條件列于表3。

可根據實際工作中的空氣污染程度、現場工作條件、作業時間長短適當調整呼吸保護設備的使用。

3.3 攝入防護

內照射采用全身計數器(WBC)對輻射工作人員直接進行測量，監測類型為體內發射γ射線的放射性核素。內照射監測采用的全身計數器型號為ORTEC Stand Fast II，關注核素有：51Cr、54Mn、59Fe、60Co、65Zn、95Zr、95Nb、131I、133I、134Cs、137Cs、140Ba等腐蝕活化產物和裂變產物，核電站常規輻射工作人員一年進行一次WBC測量，如果當年有大修，則只需要在大修前后分別進行一次測量。輻射工作人員在入廠(包含首次從事輻射工作)和離廠也需要進行WBC測量，任何人懷疑自己或者被懷疑有內照射攝入，均可以進行WBC測量，以此保證內照射篩查覆蓋所有輻射工作人員。內照射異常的情況下，按照國家標準程序要求進行待積有效劑量估算，如攝入量超過電站干預水平(12 mSv/a)，三門核電將委托有資質單位進行生物樣品分析和醫學干預。

表3 呼吸保護設備及其使用條件

1) 對于存在碘的情況下，該值為使用碘盒之后的值。

4 其他

(1) 提供呼吸保護初始培訓和每年復訓。

建議電廠針對輻射工作人員開展呼吸保護初始培訓，并每年進行復訓，確保輻射工作人員掌握各個呼吸保護設備及其穿戴要求。

(2)尋找區域放射性氣溶膠濃度增大的原因并響應。

若調查發現控制區內某個房間或區域的放射性氣溶膠濃度突然增大，應尋找原因，查找是否有破口或泄露等，并盡量去除。

(3) 實施降低源項的措施，從源頭減小放射性氣溶膠的釋放量。

降低一回路冷卻劑內放射性物質的含量，可以有效減小釋放出來的放射性氣溶膠的濃度。建議電廠尋找并實施各種源項降低措施，比如利用過濾器、除鹽床對冷卻劑中的放射性物質進行凈化等。

(4) 由于現場工作是復雜多變的，放射性氣溶膠的防護可以很靈活。應根據不同的工作區域、工作內容及作業對象等采取不同的防護措施，實現具體工作具體防護。

5 結束語

放射性氣溶膠內照射防護是核電站輻射防護的一項重要任務。本文介紹了核電站放射性氣溶膠的來源，三門核電放射性氣溶膠監測、攝入量評估、內照射防護等工作內容，還需在后續工作中進一步的分析總結。