典型事故工況下壓水堆核電廠內工作人員輻射風險分析方法研究

呂煒楓，周 靜，冉文王，黃禮明，熊 軍

（中廣核工程有限公司核電安全監控技術與裝備國家重點實驗室，廣東 深圳 518172）

長期以來，在國內壓水堆核電廠輻射防護設計過程中，事故工況下關注于場外公眾劑量，而對于場內工作人員劑量關注較少，且在設計過程中，事故工況下場內工作人員的劑量控制未有成體系的目標值。對于場內工作人員的輻射防護最優化，設計過程中也僅關注于運行狀態，未有事故工況下的論述。以上兩點限制了壓水堆核電廠事故工況下輻射安全水平的提升，有必要建立事故工況下場內工作人員劑量控制的體系以及輻射風險分析的方法。

1 問題的提出

國標GB 18871—2002 中規定了運行狀態下場內工作人員的個人劑量限值[1]。國標GB 6249—2011 規定了運行狀態和事故工況下場外公眾的劑量限值[2]。而對于事故工況下場內工作人員，僅在GB 18871—2002 中給出了事故工況下從事干預的工作人員的劑量控制值，且該控制值與事故概率無關。由此，在國內壓水堆核電廠設計過程中，對于事故工況下場內工作人員的防護設計目標和設計方法多種多樣，沒有針對事故工況下場內所有工作人員輻射劑量的成體系的控制目標和設計方法。

在英國核能監管辦公室（ONR）出版的核設施安全評價原則中，參考安全與健康執行局（HSE）對降低人員輻照劑量的相關要求，制定了九個放射性風險評估數值目標，用于評價新建核設施的放射性風險是否被控制在可合理達到的盡量低水平（ALARP）。其中，數值目標4（NT4）用于評估場內和場外工作人員在一定頻率的始發事件下所受劑量風險，數值目標5&6（NT5&6）用于評估場內工作人員受一定輻照劑量的頻率以及其總體的死亡風險。UK EPR、UK AP1000和UK ABWR等堆型在申請英國通用設計審查（GDA）時均對以上三個控制目標進行了論證。

2 事故工況下場內工作人員輻射風險設計目標的確定

事故工況下安全分析的常用方法為確定論方法和概率論方法。事故工況下場內工作人員輻射風險分析本質上為安全分析的一個方面。由此，其控制目標分別基于確定論方法和概率論方法確定，從而形成完整的控制體系。

2.1 基于確定論分析方法的輻射風險控制目標

參考ONR 出版的核設施安全評價原則，結合國內壓水堆核電廠輻射防護設計的實踐，給出了基于確定論方法的事故工況下場內工作人員輻射風險的控制目標為單一始發事件所致場內工作人員輻射劑量，簡稱輻射防護目標 4（RPT4）。其接收準則如表1 所示。

表1 RPT4 接收準則Table 1 The acceptance criteria of RPT4

表1 中對于RPT4，設定了兩組數值，其一為基本安全水平（BSL），即設計必須滿足的目標，另一為基本安全目標（BSO），即設計優化的目標?；谏鲜鲆?，對于以上控制目標的評估，可能出現的情形有以下三種：

（1）評估結果不滿足BSL：則需要作進一步設計改進，使結果滿足BSL，且需論證得到的結果已達到ALARP 水平；

（2）評估結果滿足BSL：則需論證得到的結果已達到ALARP 水平；

（3）評估結果滿足BSO：ALARP 分析仍然是必須的，但可適當簡化。

2.2 基于概率論分析方法的輻射風險控制目標

參考ONR 出版的核設施安全評價原則，結合國內壓水堆核電廠輻射防護設計的實踐，給出了兩個基于概率論方法的事故工況下場內工作人員的控制目標，即事故所致場內工作人員死亡的風險水平和場內工作人員在事故下受到一定劑量照射的頻率，分別命名為輻射防護目標5&6（RPT5&6），其接收準則如表2 和表3所示。

表2 RPT5 接收準則Table 2 The acceptance criteria of RPT5

表3 RPT6 接收準則Table 3 The acceptance criteria of RPT6

3 事故工況下場內工作人員分類及受照途徑

對于壓水堆核電廠，事故工況下場內工作人員所受的劑量和輻射風險與其所處的位置以及從事的工作類型直接相關。事故工況下場內工作人員輻射風險評價時，按照工作人員從事的工作類型以及事故工況下可能的位置，綜合考慮事故下輻照途徑，工作人員可分為四類：

（1）主控室人員；

（2）就地緩解操作人員；

（3）事故發生時刻現場意外受照人員；

（4）場內其他人員。

事故工況下主控室操作人員在事故工況下所受劑量主要來自于以下途徑：

（1）事故下主控室通風帶來的氣載放射性所致劑量；

（2）事故下放射源對主控室的直接照射所致劑量。

因主控室提供了非常好的防護條件，一般而言，主控室操作人員在事故工況下輻射風險較低。

事故工況下執行就地緩解操作的人員在事故工況下所受劑量主要來自于以下途徑：

（1）工作人員前往操作點和返回的路徑上所受內外照射劑量；

（2）工作人員在操作點執行操作時所受內外照射劑量。

因工作環境較惡劣，就地緩解操作的人員具有較大的輻射風險。但是，由于就地緩解操作時可采取一系列的防護措施，如氣面罩等，就地緩解操作人員的輻射風險可控。

事故發生時刻現場意外受照人員指事故發生時，必定會出現在事故現場的人員。如燃料操作事故時操作換料機的工作人員。其受照途徑如下：

（1）工作人員在撤離前所受放射源直接外照射劑量；

（2）工作人員在撤離前所受氣載放射性所致浸沒外照射和吸入內照射劑量。

這類人員因其直接處于事故現場且缺乏防護措施而具有最大的輻射風險。對于這類人員，其受照劑量直接決定于事故下放射性釋放量以及人員發現事故并撤離的時間?？紤]到此類事故現場均會設置放射性高的報警信號，參考英國和法國的實踐，認為工作人員發現事故并撤離的時間為10 min。

事故工況下場內其他人員指事故發生時意外受照的人員，保守地選取兩類人員代表此類人員的劑量：

（1）事故發生時刻剛好處于事故現場的人員，假設其10 min 撤離；

（2）事故發生時刻處于事故現場鄰近房間的人員，假設其1 小時內發現事故并撤離。

兩類人員的受照途徑如下：

（1）對于事故發生時刻剛好處于事故現場的人員，受照途徑包括放射源直接外照射所致劑量和氣載放射性所致內外照射劑量；

（2）對于事故發生時刻處于事故現場鄰近房間的人員，受照途徑僅考慮放射源直接外照射所致劑量。

4 基于確定論的事故工況下場內工作人員輻射風險評估方法

4.1 RPT4 的評估流程

對于壓水堆核電廠，RPT4 的評估主要包括以下步驟：

（1）確定RPT4 分析時設計基準事故清單；

（2）識別各設計基準事故下場內工作人員的操作類型，明確工作人員分類；

（3）計算各設計基準事故下各類工作人員的受照劑量；

（4）選取各類場內工作人員劑量的最大值，將其與RPT4 的接收準則進行對比，得出結論，并進一步論證其ALARP。

4.2 工作人員輻射劑量計算方法

4.2.1 直接外照射計算

放射源直接外照射所致劑量計算采用以下兩種程序進行計算：

（1）MicroShield：基于點核積分法的屏蔽計算程序，由美國Grove Software 公司開發；

（2）SuperMC：基于蒙特卡洛方法的屏蔽計算程序，由中科院核能安全技術研究所開發[3,4]。

考慮到源項計算和幾何簡化的不確定度的影響，屏蔽計算時劑量率水平都考慮了2 倍的安全系數。

在計算時，劑量點選取的一般原則為：側面源取距離屏蔽墻體表面30 cm 處，上部源取距離地板表面200 cm 或者可能的最高位置；下部源取距離地板表面60 cm 處。某些地點因為設備布置的原因，可選取人員可到達的最近的點。如無特殊說明劑量點均選取設備與墻體的法線面上距墻體表面30 cm 處高度方向選取設備垂直方向中點位置，用于評價輻射屏蔽設計效果。

4.2.2 氣載放射性所致劑量計算

工作人員在廠房內停留1 小時因吸入放射性核素所致的待積劑量為：

工作人員在廠房內因受到有限煙云浸沒所致外照射劑量率為：

式中：D——廠房內停留1 h 因吸入放射性核素所致的待積劑量，mSv；

Ci——廠房內空氣中第i種核素的放射性濃度，Bq/m3；

BR——工作人員的呼吸率，取3.5×10-4m3/s；

(DCF)i——吸入第i種核素所致待積有效劑量或甲狀腺待積當量劑量轉換因子，Sv/Bq；

(DCF)Ei——第i種核素浸沒外照射劑量率轉換因子，；

GR——廠房的幾何校正因子 352/V0.338；

V——廠房自由空間體積，m3。

吸入放射性核素所致待積有效劑量采用的劑量轉換因子為美國聯邦導則11 號報告中的參數[5]。有限煙云浸沒外照射劑量率轉換因子采用美國聯邦導則12 號報告中的參數[6]。

5 基于概率論的事故工況下場內工作人員輻射風險評估方法

5.1 RPT5&6 的評估流程

對于壓水堆核電廠，RPT5&6 評估主要包括以下步驟：

（1）識別RPT5&6 需考慮的事故序列，即可導致對工作人員潛在的不可忽略的照射的事故；

（2）將識別出的事故序列進行歸并；

（3）將事故工況下場內工作人員進行歸并；

（4）計算各歸并后事故序列下各群組工作人員的受照劑量；

（5）結合事故序列的頻率，計算各歸并后事故序列下各群組工作人員的致死風險；

（6）將RPT5&6 的計算結果與其接收準則進行對比，得出結論，并進一步論證其是否已達到ALARP 水平。

5.2 事故篩選原則

5.2.1 事故分析范圍

RPT5&6 分析時需識別對場內工作人員具有不可忽略的潛在輻照風險的事故。這需要來自概率安全分析（PSA）、始發事件識別（PIE）和災害分析的輸入。

此外，事故發展存在若干階段，分析時不考慮事故后長期冷卻階段和事故緩解后的恢復行動，僅考慮從事故發生至達到安全停堆狀態之間的時間段。

5.2.2 事故下工作人員輻射風險識別原則事故下工作人員輻射風險識別原則如下：

（1）分析范圍僅考慮PSA 分析、PIE 分析和災害分析識別的事件及其序列；

（2）因所致工作人員風險過低，所致場內工作人員劑量低于 0.1 mSv 的事故序列不在RPT5&6 分析中考慮；

（3）如判斷事故所致場內工作人員劑量明顯將高于2 000 mSv，則RPTT5&6 分析中篩選該事故為對場內工作人員有輻射風險的序列，但是不對該事故序列所致工作人員劑量開展詳細的計算，僅從事故序列頻率上與RPT6 進行對比分析。

（4）以下事故序列可導致較高的工作人員輻射風險：

1）要求工作人員進行現場緩解操作的事故序列；

2）導致向廠房內開放空間的大量放射性核素釋放的事故序列；

3）導致放射性核素向無放射性或極低放射性的系統釋放的事故序列；

4）導致放射性物質的屏蔽失效或降級的事故序列。

基于以上原則，可進行序列歸并從而簡化計算分析工作。對場內工作人員具有不可忽略的潛在輻照風險的事故序列的歸并應遵循以下原則：

（1）優先按照放射性釋放量大小對序列進行歸并或包絡；

（2）可首先按照放射性釋放位置或屏障失效的位置對序列進行歸并，放射性釋放位置定義為六大廠房；

（3）釋放位置為同一廠房內的事故序列，具有相同放射性釋放模式以及類似放射性釋放量的序列可歸并，如大LOCA；

（4）相同人員防護屏障失效模式和失效程度的序列可歸并，如乏池一級PSA 序列中水位降低的序列。

5.3 事故工況下場內工作人員輻射劑量計算

RPT6 中場內工作人員輻射劑量計算方法與RPT4 相同。但是，由于RPT6 評估對象為工作人員事故下受到一定劑量的頻率，區別于RPT4 分析時僅考慮具有最大受照劑量的工作人員類別，RPT6 分析時考慮了所評估的工作人員是四類工作人員中特定類別的概率從而給出較現實的風險評估。具體而言：

（1）如事故序列下存在就地緩解操作人員或事故發生時刻現場意外受照人員，保守地以就地緩解操作人員或事故發生時刻現場意外受照人員劑量表征事故工況下工作人員劑量；

（2）如事故序列下不存在就地緩解操作人員和事故發生時刻現場意外受照人員，事故工況下場內工作人員劑量按照工作人員所處地點分類給出，如主控室、反應堆廠房、核輔助廠房等，同時在計算風險時疊加匹配工作人員處于相關地點的概率。

5.4 事故工況下場內工作人員輻射風險計算

RPT5 表征場區內單個工作人員在事故工況下的總風險。這里評價的場區內單個工作人員不是指具體場區內某個工作人員，而是泛指場內所有工作人員。由此，RPT5 評價時采取“通用人員”模型替代主要的人員分類，用于表征事故工況下處于場區不同位置的工作人員受照的概率。

對于廠區內某工作人員的最大受照風險，可基于下式開展計算：

式中：R——單個工作人員的總死亡風險，y-1；

Fn——事故序列n發生的頻率，y-1；

Dn——事故序列n對工作人員產生的劑量，Sv；

Cn——劑量風險轉換因子，0.05 Sv-1[7]；

O——居留因子。

居留因子是用于表征通用人員在事故時刻出現在現場并受輻射照射的概率。對于部分特殊人員的居留因子考慮如下：

（1）燃料操作事故時在燃料廠內進行燃料相關操作的工作人員的居留因子為1；

（2）事故工況下執行就地緩解操作的工作人員的居留因子為1。

6 典型事故的場內工作人員輻射劑量和風險分析

基于典型三代壓水堆核電廠，選取放射性廢物處理系統相關典型事故對本文建立的方法進行測試驗證。共選取14 個始發事件，始發事件描述以及評估的場內工作人員劑量如表4所示。

表4 不同始發事件及其場內劑量后果Table 4 Initial events and their on-site radiological consequences

由表4 可知，放射性廢物處理系統相關的14 個始發事件的后果均低于RPT4 接收準則的BSL。僅一個始發事件的后果低于RPT4 接收準則的BSO，即廢液排放系統廢液貯存罐破裂。其中，停堆峰值時刻廢氣循環管道在輻射分區黃區及以下房間破裂因其放射性釋放量較大且事故發生地點人員可達而對場內工作人員有最大的劑量貢獻。

由于放射性系統相關始發事件的發展序列較為簡單，其始發事件頻率即為事故序列的頻率。由此，對于以上放射性廢物處理系統相關始發事件以及后果按照人員受一定劑量的頻率的形式進行統計如表5 所示。

表5 場內工作人員在事故中受到一定劑量照射的頻率Table 5 The frequency at which an on-site worker is exposed to a dose under an accident

由表5 可知，放射性廢物處理系統相關事件所致場內工作人員的輻射風險均低于RPT6的BSO。

根據表5 以及公式（3），保守考慮工作人員的居留因子為2 000/8 760，計算可得放射性廢物處理系統相關始發事件可致場內工作人員死亡的風險為9.69×10-8y-1。因RPT5 是考慮電廠內所有事故所致的總風險，單獨放射性廢物處理系統相關事件所致風險無法與RPT 的BSL 和BSO 值對比。由此，本文僅對比放射性廢物處理系統相關事件所致風險占 RPT5 的BSL 和BSO 的比例，即分別為0.097%和9.69%?？芍派湫詮U物處理系統相關事件所致場內人員輻射風險非常低。

7 結論

本文對事故工況下壓水堆核電廠內工作人員輻射劑量的控制進行了研究，提出了三個控制目標，并給出了具體的評估方法。提出的三個控制目標以及評估方法在國內典型三代壓水堆核電廠中基于典型的堆外放射性系統相關事故進行了實踐，從而證明了以上控制目標和評估方法的可行性。本文建立的事故工況下工作人員輻射劑量控制目標豐富了工作人員輻射防護最優化的內涵。建立的方法論可進一步擴展至堆芯相關事故以及其他堆外放射性系統相關事故，有效地指導各堆型壓水堆核電廠開展事故工況下場內工作人員的輻射防護設計，從而提升壓水堆核電廠輻射防護最優化水平。