AP1000核电厂的辐射防护

时间：2024-08-31

引言

一提起核电站，首先引起一些人恐慌的是由此产生的放射性辐射对员工和周围公众的危害。事实上核电站放射性物质释放相当微小，这是因为核电站从设计到建造都严格按照辐射防护“纵深防御”的理念进行的。本文试以AP1000核电厂为例简要介绍核电厂的辐射防护。

辐射防护的目标

使核电厂工作人员和公众在核电厂正常运行、假想事故及停堆换料或维修等期间受到的辐射照射剂量在限值以内，并且合理可行尽量低，即ALARA原则（As Low As Reasonably Achievable）。

保护核电厂的电器、仪表和设备等，使其免受过量的辐射照射而导致过度活化、材料变性和功能或精度受影响等。

辐射防护的准则

为达到上述目标，在考虑核电厂辐射防护时需要设立相关准则，其中主要的准则如下所述。

在核电厂正常运行、假想事故及停堆换料或维修等期间限制核电厂工作人员和进入核电厂的其他人员受到的年辐射照射剂量，使其低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中规定的年剂量限值，即20mSv/年。

在设计基准LOCA（Lost of coolant accident）事故期间，限制主控室的工作人员受到的辐射照射剂量，使其受到的总有效剂量当量小于50mSv。

在核电厂正常运行期间，把直接辐射照射和散射导致的核电厂外公众受到的年照射剂量限制到《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中规定的年剂量限值的一个小的份额。

使混凝土一次屏蔽墙外表面上的热中子流量率降低到IAEA安全导则No.50-SG-D9（1991）中规定的热中子流量率限值（105n/cm2·s）以下，以防止周围设备的过度活化。

限制反应堆压力容器内表面上的快中子流量率，使其在反应堆寿期末的快中子流量满足RG1.99（1998）对反应堆压力容器材料的脆性转变温度不超过93℃的要求。

反应堆压力容器辐照督管的超前因子要满足ASTM E185-02中规定的超前因子不大于3的要求。

使混凝土一次屏蔽墙中的最高温度和最大温度梯度分别低于65.6℃和70℃/m。

辅助厂房的屏蔽应基于0.25%燃料包壳破损的主冷却剂活度浓度水平。

辐射防护的基础

辐射防护的基础主要在于辐射屏蔽材料、辐射分区等：

辐射屏蔽材料

AP1000核电厂中使用的主要辐射屏蔽材料有以下几个。

标准普通混凝土：混凝土广泛用于各放射性厂房和设备间的屏蔽。

不锈钢和碳钢：不锈钢和碳钢用在堆内构件、反应堆压力容器、屏蔽门和各设备的结构材料等处：

水：水和堆内构件、反应堆压力容器一起用于减弱堆芯中子和γ射线的泄漏。乏燃料水池中用水作为乏燃料的主要屏蔽材料。在其他设备（如蒸汽发生器、传热管等）中，还有自屏蔽的作用。

其他：其他一些屏蔽材料也可能有用途，如铅等重金属材料，可作为临时的屏蔽措施或屏蔽门的材料。

辐射分区

AP1000核电厂的厂区辐射分区和对应的辐射水平描述如下。

辐射分区号允许的居留剂量率0无限制居留≤0.5μSv/h I 监督区≤2.5μSv/h II 职业人员进入≤10μSv/h III 定期进入≤150μSv/h IV 受限制进入≤1mSv/h V控制进入≤10mSv/h VI 正常限制进入≤100mSv/h VII 正常严格限制进入≤1Sv/h VIII 正常不可进入≤5Sv/h IX 非常高的辐射区≤5Gy/h

0区：0区对进入没有限制。在0区居留40小时/周，50周/年，个人受到的辐射照射总有效剂量当量不会超过《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中规定的1mSv/年。

I区：I区属于监督区，对居留时间不做限制。在I区居留40小时/周，50周/年，核电厂工作人员个人受到的辐射照射总有效剂量当量不会超过《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中规定的5mSv/年。

II区：II区是常规工作区。II区内核电厂工作人员或授权参观人员可以居留40小时/周，50周/年，并且总有效剂量当量不会超过《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中规定的连续5年平均20mSv/年且单年不超过50mSv/年。

III区：III区是限制进入辐射区。III区内核电厂工作人员可以周期性进入。

IV区：IV区是限制进入辐射区。该区需要贴上“注意-辐射区域”的标志。该区工作时间受到限制并被授权的辐射防护人员控制。

V区及V区以上分区：V区及V区以上分区是高辐射区。这些区域需要贴上“注意-高辐射区”或“危险-高辐射区”等标志，且需要锁住大门或使用其他适合的方式控制或监督工作人员进入，进入时间是非常有限的。进入这些区域需要预先监测其辐射水平以确定进入的时间。

以上II区-IX区属于控制区，应通过位于附属厂房中的卫生出入口（即放射性控制区出入口）进入。在核电厂实际运行中，核电厂相关部门应根据实际的辐射水平来确定是否需要张贴辐射标志。在核电厂设计中，确定某区域水平时还应考虑接近任何在那些区域内的核电厂使用的设备、仪表或控制装置等的需求。

反应堆厂房的屏蔽

一次屏蔽

一次屏蔽用于减弱来自堆芯的辐射，主要由围绕堆芯的不锈钢堆内构件、水隙、反应堆压力容器以及围绕着反应堆压力容器的混凝土结构等部件组成。

一次屏蔽的主要功能有以下几方面。

降低入射在反应堆压力容器上随中子能量变化的中子注量率，以防止反应堆压力容器的材料性能发生变化，从而不适当地限制了核电厂的运行寿命。

减弱来自堆芯的中子注量率，以防止混凝土一次屏蔽外的部件和结构被过度活化。

限制混凝土一次屏蔽中由中子和γ射线核发热而产生的最高温度和温差，以防止混凝土失去结晶水或开裂。

降低来自反应堆运行时堆芯的各种核辐射，以便在核电厂满功率运行期间允许核电厂工作人员有限制地进入反应堆完全壳内的某些区域。

降低停堆后堆芯的各种核辐射，以便在停堆后短时间内就可以进入一次屏蔽和二次屏蔽之间的区域。

二次屏蔽

二次屏蔽是由围绕反应堆冷却剂系统的混凝土屏蔽墙和操作大厅的混凝土地板组成。其作用是减弱一次屏蔽泄漏辐射和反应堆冷却剂回路设备的辐射，使反应堆操作大厅和二次屏蔽外区域的辐射水平满足辐射分区的要求，以便在反应堆功率运行工况下，允许核电厂工作人员有限制地进入安全壳内的某些区域。

AP1000中的二次屏蔽内的主要辐射源是反应堆冷却剂回路中的N16，主要的放射性设备有主管道、蒸汽发生器、稳压器和主泵等。

SRTF厂房的辐射屏蔽

SRTF是“厂址放射性废物处理设施”的英文缩写，为大型离堆核废物处理设施。SRTF作为核岛废物处理系统的补充，用于处理核岛产生的但无法直接处理的各类废物，并提供该厂址内所产生的所有桶装废物的暂存。SRTF是国内在AP1000机组上首次运用的处理模式，其通过干燥、超级压缩等减容手段处理厂址内产生的但无法通过核岛废物处理系统处理的各类废物，包括固体废物以及特殊工况下产生的液体废物。

SRTF厂房包括废物处理区（包括控制出入口）、洗衣房和废物暂存库等。

SRTF厂房屏蔽厚度设计的剂量率准则如下。

SRTF厂房构筑物以外实物保护区以内（除实体隔离区）区域剂量率≤2.5μSv/h（I区）。

CCTV间、配电间、仪表间、值班室、卫生间、洗衣间、控制出入口和走廊等区域剂量率≤10μSv/h（II区）。

实体隔离区内的剂量率和相邻两个放射性设备间隔墙厚度设计的剂量率≤150μSv/h（III区）。