核電廠不應(yīng)被忽視的一個輻射照射源項

顧景智

關(guān)鍵詞：放射性惰性氣體;反應(yīng)堆廠房;特定工況;源項辨識;源項控制

我國第一座核電廠投入運行已過去了約30年。在此期間，我國的核電事業(yè)發(fā)展迅猛，核電廠運行技術(shù)和管理也已達到了世界先進水平。其中輻射防護專業(yè)的業(yè)績也是令世人有目共睹，有效保證了核電廠工作人員的輻射安全，有利支撐了我國在運核電廠的持續(xù)安全、穩(wěn)定運行。

受專業(yè)測量技術(shù)和核電廠設(shè)計上的限制，也因在運核電廠對個別輻射源項的存在及其對應(yīng)的輻射照射風險缺乏關(guān)注和深入了解，如沒有系統(tǒng)性地關(guān)注和記錄反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體的濃度值，也沒有發(fā)現(xiàn)和研究放射性惰性氣體在核電機組特定工況下可能會對部分工作人員產(chǎn)生不必要的輻射照射，使得對這些輻射源項及其風險沒有被系統(tǒng)性地納入到核電廠的輻射安全管理范疇之中。特別是在核電機組出現(xiàn)燃料組件破損的運行工況下，放射性惰性氣體源項在核電廠的一回路冷卻劑中和反應(yīng)堆廠房內(nèi)的濃度會顯著升高，而且在機組特定期間里有工作人員會暴露在此環(huán)境中，進而會對他們產(chǎn)生相應(yīng)的輻射照射，有時集體劑量值甚至可達到機組大修總劑量的20%～30%。因此必須對核電廠放射性惰性氣體加以關(guān)注。

1核電廠的放射性惰性氣體源項

對于核電廠輻射源項設(shè)計和核安全審評的專業(yè)人員來說，對放射性惰性氣體的產(chǎn)生及其存在并不陌生，核電廠安全和環(huán)評報告的內(nèi)容之一就包含了這類源項，它們是影響核電廠周邊環(huán)境與公眾的輻射照射源項之一。

核電廠的放射性惰性氣體主要來自機組核燃料的裂變反應(yīng)過程，因此它們也主要存在于核燃料組件里。由于燃料組件的相對不“完整性”以及燃料組件表面可能的“鈾”污染等因素，致使一回路冷卻劑中始終存在有放射性惰性氣體，然后它們隨著冷卻劑的流動和一回路邊界的相對不“完整性”，外溢、擴散并存在于核電廠的一部分區(qū)域和房間里，最后它們當中的大部分隨著廠房的通風系統(tǒng)被稀釋和釋放到大氣環(huán)境中，成為核電廠對周邊公眾的輻射源項之一。這類源項中的大部分放射性核素的壽命都很短，且被大氣擴散和稀釋，使得它們對公眾的輻射影響是很微小的，甚至可以忽略不計。

存在于核電廠相關(guān)廠房內(nèi)的惰性氣體放射性源項，盡管總量相對比較大，但大都被廠房內(nèi)足夠強大的通風系統(tǒng)稀釋后使其放射性濃度相對很低，正常情況下還不足以對核電廠的工作人員產(chǎn)生明顯的輻射照射影響。

放射性惰性氣體產(chǎn)生的輻射照射方式，與核電廠內(nèi)常見的外、內(nèi)輻射照射源項的性質(zhì)有所不同。其照射方式更類似于外照射，但這類輻射源的照射對象主要是受照者人體內(nèi)的各重要器官和組織。受照射的人員一旦離開輻射場后，照射源很快就不會對工作人員產(chǎn)生輻射影響了，不像內(nèi)照射源那樣會對相應(yīng)的組織與器官產(chǎn)生長期、持續(xù)的輻射照射。

目前世界上還沒有專門監(jiān)測和記錄放射性惰性氣體對受照者所產(chǎn)生的輻射照射劑量的技術(shù)與儀表，使得核電廠從設(shè)計上就沒有考慮配置相應(yīng)的輻射劑量測量裝置。對于在運的核電廠，也基本上沒有注意到放射性惰性氣體及其輻射風險的存在，因此也基本上沒有建立對這類輻射源項所產(chǎn)生的個人照射劑量進行系統(tǒng)性監(jiān)測與風險評估的制度。

2反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體源項

反應(yīng)堆廠房是核電廠的核心建筑物之一，它容納著核電機組的一回路系統(tǒng)和與其相關(guān)系統(tǒng)的大部分帶有放射性的設(shè)備。從核電廠核安全設(shè)計角度考慮，即便是核電機組發(fā)生嚴重事故，也會確保絕大部分放射性物質(zhì)被包容在反應(yīng)堆廠房內(nèi)，從而避免和減少了對環(huán)境和公眾的輻射影響。

核電機組運行期間，一回路冷卻劑中始終會存在有一定量的放射性惰性氣體。它既是核電廠監(jiān)督和評價燃料組件完整性的指示劑，也會因一回路邊界的相對不“完整性”，通過泄漏/滲漏等方式進入到反應(yīng)堆廠房。由于反應(yīng)堆廠房在機組運行期間始終保持在相對密閉的狀態(tài)，使得放射性惰性氣體會在廠房內(nèi)不斷積累，直到放射性惰性氣體的產(chǎn)生率、燃料包殼釋放到一回路冷卻劑的泄漏率、一回路邊界的泄漏率和主要放射性惰性氣體的核素壽命，以及反應(yīng)堆廠房的容積等因素使得反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體濃度達到一個暫時平衡的狀態(tài)，只有在上述各因素發(fā)生變化時才會使得廠房內(nèi)放射性惰性氣體的濃度值也隨之發(fā)生相應(yīng)地變化，并會重新穩(wěn)定在一個新的平衡濃度狀態(tài)。

根據(jù)國內(nèi)各百萬千瓦級壓水堆核電廠的設(shè)計源項數(shù)據(jù)[1]，反應(yīng)堆冷卻劑中的放射性惰性氣體主要是133Xe、133mXe、135Xe和85K等核素，其中133Xe的濃度約占總惰性氣體放射性濃度的60%，因此通過泄漏/滲漏等方式進入到反應(yīng)堆廠房的放射性惰性氣體核素及其濃度也基本上服從于此比例關(guān)系。在核電機組正常運行狀態(tài)下，一回路冷卻劑中133Xe的設(shè)計濃度值約在109～1011Bq/t的范圍[1]，如有燃料組件破損的情況（程度低于機組設(shè)計的停堆值），一回路冷卻劑和反應(yīng)堆廠房里的惰性氣體的放射性濃度也會隨之升高。當反應(yīng)堆廠房內(nèi)的惰性氣體放射性達到平衡濃度時，基本上可以認為該濃度值是一回路冷卻劑中惰性氣體放射性濃度除以反應(yīng)堆廠房容積后所得到的結(jié)果，這一點可以通過在運核電廠的實際運行數(shù)據(jù)得到印證。國內(nèi)大部分百萬千瓦級壓水堆核電機組正常運行工況下實際測得的反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體濃度約在105Bq/m3的水平。

除了上述因核反應(yīng)裂變而產(chǎn)生的放射性惰性氣體，反應(yīng)堆廠房里還存在著另外一種放射性惰性氣體核素，即41Ar。41Ar來自于機組運行期間穿透出反應(yīng)堆的中子對反應(yīng)堆本體外周邊空氣的輻照過程，是一種活化產(chǎn)物的放射性物質(zhì)。根據(jù)M310型機組的相關(guān)設(shè)計資料，該機型反應(yīng)堆廠房內(nèi)41Ar平衡濃度可達104Bq/m3的水平。

除此之外，還有一種放射性惰性氣體也存在于反應(yīng)堆廠房內(nèi)，它就是220Rn。220Rn是一種天然放射性核素，來自于反應(yīng)堆廠房建筑材料之一的混凝土。鑒于其在該廠房里的放射性濃度及其對工作人員的輻射風險遠低于前面提及的133Xe和41Ar，從輻射防護角度考慮，可忽略其輻射影響[2]。

不管是通過裂變還是活化等過程產(chǎn)生的放射性惰性氣體，均是放射性物質(zhì)，都能夠?qū)υ诜磻?yīng)堆廠房內(nèi)的工作人員產(chǎn)生輻射照射，只是41Ar的放射性濃度值基本上是固定不變的（在恒定反應(yīng)堆功率下），而由核燃料裂變過程產(chǎn)生的惰性氣體濃度會隨著燃料組件的相對“密封性”的變化而變化。根據(jù)GB18871—2002[3]的相關(guān)數(shù)據(jù)，放射性核素133Xe和41Ar對浸沒在放射性惰性氣體環(huán)境中的人員所產(chǎn)生的輻射照射劑量轉(zhuǎn)換因子分別為1.2×10-10和5.3×10-9（Sv·d-1）/（Bq·m-3），由此可推導(dǎo)出反應(yīng)堆廠房特定放射性惰性氣體濃度下的輻射照射劑量率。

綜上所述，當核電機組出現(xiàn)燃料組件破損情況時，即反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體總濃度值大于105Bq/m3，廠房里放射性惰性氣體對工作人員產(chǎn)生輻射照射劑量的貢獻主要還是來自裂變的放射性惰性氣體，特別是核素133Xe。

3放射性惰性氣體對工作人員的輻射照射

核電機組正常運行期間，反應(yīng)堆廠房通常是處于封閉狀態(tài)的，并對廠房外界保持微負壓，以避免放射性物質(zhì)對環(huán)境產(chǎn)生不必要的釋放。機組換料大修時，一旦反應(yīng)堆停止運行，因裂變和活化過程而產(chǎn)生的放射性惰性氣體就都失去了源頭，一回路冷卻劑中的放射性惰性氣體濃度也就會開始隨著放射性惰性氣體各核素的半衰期而逐漸降低，同樣反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體濃度也會以相同的趨勢下降。

對于M310（包括CPR1000和CPN1000）型核電機組，從核安全角度考慮，只有當核電機組一回路冷卻劑的壓力和溫度降低到一定程度后，才會允許反應(yīng)堆廠房對外開放并進行通風換氣，反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體濃度才有可能快速地降低，甚至徹底被清除（暫時忽略放射性惰性氣體的自然衰減）。以M310型核電機組為例，從機組停堆到反應(yīng)堆廠房開放和廠房通風系統(tǒng)投運，通常有3～4天的時間。而這段時間又處于機組停堆換料大修的關(guān)鍵路徑上，準備工作量十分巨大，盡管這期間單次進入反應(yīng)堆廠房的人數(shù)受控且有限，但反應(yīng)堆廠房內(nèi)基本上始終保持有20多人。也就是說，在這段時間里一直有20多人處在放射性惰性氣體的浸沒照射環(huán)境之中。據(jù)估算，如果這期間反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體133Xe和41Ar分別保持在105Bq/m3和104Bqm3的濃度水平，受放射性惰性氣體照射產(chǎn)生的集體劑量不會超過10人·mSv。而當核電機組的燃料組件出現(xiàn)破損（未達到設(shè)計的停堆標準）時，釋放到反應(yīng)堆冷卻劑中的放射性惰性氣體濃度將會明顯增加，隨之反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體的濃度也會相應(yīng)地大幅升高。如國內(nèi)某核電廠的一臺機組，在某一運行周期中出現(xiàn)了燃料組件破損的情況，大修停堆時測得其反應(yīng)堆廠房內(nèi)總放射性惰性氣體濃度值為2×106Bq/m3，再根據(jù)其記錄的在反應(yīng)堆廠房內(nèi)的總?cè)斯r數(shù)，計算得出受放射性惰性氣體照射的集體劑量值約有30人·mSv。如果按國內(nèi)運行機組曾出現(xiàn)過的反應(yīng)堆廠房內(nèi)總放射性惰性氣體濃度達到1×107Bq/m3以上的情況估算，這期間因放射性惰性氣體產(chǎn)生的輻射照射劑量將會超過100人·mSv，而目前國內(nèi)大部分核電機組的大修集體劑量值大都低于500人·mSv。因此可見，在這種情況下由放射性惰性氣體對核電廠工作人員產(chǎn)生的這部分輻射照射劑量是不應(yīng)該被忽視的，特別是在核電機組出現(xiàn)較明顯燃料組件破損的情況下。

國內(nèi)外目前在運的核電廠基本上都還沒有意識到放射性惰性氣體在特定工況下可能會對反應(yīng)堆廠房內(nèi)的工作人員產(chǎn)生輻射照射，因此也一直沒有制定和采取有針對性和系統(tǒng)性的防控措施，甚至這部分工作人員受放射性惰性氣體照射的劑量也沒有被統(tǒng)計到核電廠的總集體劑量值中去，這應(yīng)該是輻射安全管理上的一個明顯缺陷。

AP1000/1400和EPR為代表的三代核電機組設(shè)計上與M310機組有所不同，它們可以在任何機組運行工況下對反應(yīng)堆廠房實施通風和吹掃，進而能夠在短時間內(nèi)降低廠房內(nèi)的放射性惰性氣體的濃度，減少放射性惰性氣體輻射源項對工作人員的照射影響。據(jù)了解，這些機型的核電廠基本上都采取了人員進入反應(yīng)堆廠房之前對廠房進行了不同時長的小流量通風吹掃措施，但其出發(fā)點是為了降低和減少反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性氣溶膠和碘的輻射風險，而并沒有真正從控制放射性惰性氣體這一輻射源項的角度去考慮。

值得一提的是，為了進一步縮短大修工期，提高核電機組的可利用率與發(fā)電量，近年來國內(nèi)有些核電廠已開始嘗試優(yōu)化機組大修關(guān)鍵路徑的實踐，使得從機組停堆到開放反應(yīng)堆廠房和廠房的通風系統(tǒng)的投運時間間隔得以大幅縮短，這樣可以使工作人員在有放射性惰性氣體存在的環(huán)境中滯留的時間縮短，進而達到減少工作人員受放射性惰性氣體照射的效果。還有個別的M310機組核電廠，為了改善其反應(yīng)堆廠房內(nèi)的空氣衛(wèi)生質(zhì)量，降低廠房內(nèi)一氧化碳（CO）和甲醛的水平，采用了在停堆前幾天投運機組反應(yīng)堆大氣監(jiān)測系統(tǒng)（ETY）[4]的措施，同樣也間接地獲得了降低反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體濃度的效果，從而減少了工作人員受其照射的風險。盡管這些實踐活動都能夠降低，甚至基本上會消除反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體的輻射風險，但它們的根本出發(fā)點并不是專門針對減少放射性惰性氣體這一輻射源項的輻射防護措施，可能無法從根本上消除該輻射源項對核電廠工作人員的輻射影響。

4降低放射性惰性氣體照射風險的建議

從輻射防護角度考慮，最有效的防護措施應(yīng)該是徹底清/消除輻射源項，次之是在符合輻射防護最優(yōu)化原則的前提下減少或降低輻射源項，然后再結(jié)合組織管理等手段，減少工作人員受源項照射的時間，從而實現(xiàn)盡可能地降低放射性輻射源項對工作人員的輻射照射劑量。

考慮到這期間在反應(yīng)堆廠房內(nèi)從事各項生產(chǎn)活動的正當性，最現(xiàn)實的輻射防護措施應(yīng)該是盡可能地減少放射性惰性氣體這一輻射源項，也即降低反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體的濃度。

1）確認惰性氣體源項及其風險的存在

如果能夠準確辨識出放射性惰性氣體這一輻射源項的存在及其可能產(chǎn)生的職業(yè)照射風險，相信核電廠輻射安全管理部門會對其采取相應(yīng)的防護措施。

受技術(shù)所限，世界上目前還沒有成熟的監(jiān)測和度量放射性惰性氣體對人產(chǎn)生輻射照射的劑量計，這就需要核電廠能夠充分重視和利用已有的放射性惰性氣體監(jiān)測設(shè)備/儀表，記錄和分析反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體的相關(guān)數(shù)據(jù)，再根據(jù)在核電廠特定工況下反應(yīng)堆廠房內(nèi)生產(chǎn)活動的工時數(shù)，就能夠估算出對工作人員可能受到該輻射源項照射的輻射劑量，并據(jù)此可以設(shè)立相應(yīng)的行動“閾值”。當核電機組出現(xiàn)燃料組件破損且反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體濃度達到或超過該“閾值”時，就應(yīng)在機組停堆前采取相應(yīng)的措施，增強和加大對一回路冷卻劑的除（惰性）氣（體）力度，盡可能地降低冷卻劑和反應(yīng)堆廠房中放射性惰性氣體（平衡）濃度，從而達到降低工作人員照射劑量的目的。

2）加強對源項源頭的控制

目前核電廠的放化控制規(guī)程里只有對機組停堆后相關(guān)節(jié)點的放射性氣體控制限值，而沒有停堆前的要求。雖然前面曾提到，有些核電機組在出現(xiàn)核燃料組件破損時，會采取臨時性對一回路冷卻劑進行除氣的措施，但沒有建立系統(tǒng)性和量化的控制限值。

在發(fā)生燃料組件破損但程度還沒有達到機組停堆要求的時候，結(jié)合前面提及的針對反應(yīng)堆廠房中放射性惰性氣體濃度的行動“閾值”，也應(yīng)在機組的運行放化規(guī)程中設(shè)立相應(yīng)的量化控制值，使得核電廠能夠系統(tǒng)性地降低機組冷卻劑中的放射性惰性氣體的濃度。設(shè)置該控制值時可以參考冷卻劑與反應(yīng)堆廠房中放射性氣體濃度之間的比例關(guān)系。

3）建立對反應(yīng)堆廠房系統(tǒng)性吹掃的制度

對于那些已配置有專門的反應(yīng)堆廠房通風系統(tǒng)且允許在核電機組正常運行期間可以投入運行的核電廠，在設(shè)置了降低反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體源項的“閾值”后，還應(yīng)確保對反應(yīng)堆廠房的通風吹掃“質(zhì)量”，即要將反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體濃度確實降低至事先設(shè)定的“閾值”水平以下。

對于M310型核電機組，以及其他沒有配置專門的通風系統(tǒng)且無法在核電機組正常運行期間被允許投運的核電機組，應(yīng)考慮是否可以應(yīng)用機組已有的其他通風系統(tǒng)對反應(yīng)堆廠房進行通風、吹掃，如前面提及的ETY系統(tǒng)。必要時可以向國家核安全監(jiān)管部門申請臨時投運的時間窗口與時長，或申請修改核電廠安全分析報告中的相關(guān)內(nèi)容，使得核電廠能夠建立系統(tǒng)性的在機組運行期間對反應(yīng)堆進行通風吹掃的制度。

前面提到過，有的核電廠就曾專門向國家核安全監(jiān)管部門提出臨時申請，利用其機組的ETY的小流量吹掃功能對其反應(yīng)堆廠房進行了通風、吹掃，以降低廠房內(nèi)的CO和甲醛的濃度，吹掃時長約為5天。ETY系統(tǒng)的設(shè)計通風流量約為1500m3，如果利用該系統(tǒng)對反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射性惰性氣體進行5天時長的吹掃，則可以使反應(yīng)堆廠房內(nèi)的放射惰性氣體濃度降低1個數(shù)量級。

4）記錄惰性氣體產(chǎn)生的照射劑量

目前國內(nèi)在運的核電機組的類型比較多，要求所有核電廠短時間內(nèi)都能夠做到建立統(tǒng)一、系統(tǒng)性的降低或消除反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體輻射源項的制度不大現(xiàn)實。但在確認放射性惰性氣體這一輻射源項后，首先應(yīng)該考慮的是記錄和統(tǒng)計工作人員可能受此源項照射的劑量，包括個人劑量與集體劑量，這屬于輻射安全管理的基礎(chǔ)性工作內(nèi)容。

當核電廠采取了系統(tǒng)性的降低或消除放射性惰性氣體輻射源項措施，并能夠確保工作人員的照射劑量低于“記錄水平”后，自然就不用再統(tǒng)計和記錄這部分照射劑量了。

5結(jié)束語

核電廠在設(shè)計中沒有專門識別放射性惰性氣體輻射源項及其在特定工況條件下可能對核電廠工作人員產(chǎn)生輻射照射的影響，此外目前世界上也還沒有成熟的對放射性惰性氣體對人員所產(chǎn)生的輻射照射劑量進行監(jiān)測與記錄的技術(shù)和儀表，同時核電廠對此輻射源項及其輻射風險也并沒有給予足夠的重視等因素，使得在運的核電廠基本上都沒有采取有針對性和系統(tǒng)性降低或消除反應(yīng)堆廠房內(nèi)放射性惰性氣體的輻射防護措施，特別是在核電機組出現(xiàn)核燃料組件破損的情況下，這類輻射源項將可能會顯著地增加對工作人員產(chǎn)生不可忽視的輻射照射風險。

對于在運核電廠，了解、辨識、確認反應(yīng)堆廠房內(nèi)存在的放射性惰性氣體輻射源項，及其對工作人員可能產(chǎn)生的輻射照射風險現(xiàn)狀是解決本文提及問題的首要前提。其次，建立系統(tǒng)性的輻射防護措施是消除該輻射風險的根本保障。鑒于核電廠工作人員在反應(yīng)堆廠房內(nèi)從事的相關(guān)生產(chǎn)活動符合輻射防護的正當性，減少廠房內(nèi)的放射性惰性氣體源項將是減少工作人員照射劑量唯一有效的輻射防護措施。

希望本文的內(nèi)容能夠?qū)穗姀S輻射安全管理部門的專業(yè)人員有所啟迪，以進一步提升對核電廠內(nèi)特殊輻射風險的認知與辨識能力，并盡可能地采取有效措施，減少或消除這些特殊輻射源項對核電廠工作人員的職業(yè)照射風險，確保他們的輻射安全。