重水堆核電廠氚職業內照射的輻射防護管理實踐

王孔 釗 孫毅 邱旭 杜烜境 劉玉龍

1 中核核電運行管理有限公司保健物理一處，海鹽 314300；2 中核核電運行管理有限公司保健物理三處，海鹽 314300；3 蘇州大學附屬第二醫院腫瘤職業病科，蘇州 215004

重水堆核電廠氚的來源包括核燃料的三分裂變、氘的中子活化和其他核素的中子活化。核燃料三分裂變的產氚率理論計算為5.6×1011Bq/（MWe·a）[1]，其產生的氚全部被密封在核燃料包殼內，很少能進入反應堆冷卻劑中。重水堆核電廠冷卻劑和慢化劑中的氚主要來源于重水（D2O）中氘的中子活化，通過D（n，γ）T 反應產生的氚要遠遠高于核燃料三分裂變產生的氚，約為2×1013Bq/(MWe·a)[1]。此外，10B（n, 2α）T、6Li（n, α）T、7Li（n, α）T、3He（n, p）T 反應也都能產生氚。綜合各種產氚途徑，重水堆核電廠的產氚率為8.9×1013Bq/(MWe·a)[1]。

重水堆核電廠的冷卻劑和慢化劑是物理分開的，慢化劑重水的濃度和裝量比冷卻劑更高，流速比冷卻劑低很多，慢化劑中的氚濃度比冷卻劑高。根據反應堆堆芯設計特點，秦山第三核電廠系統中的氚將在運行40 年時接近平衡濃度（氚的產生速率和衰減速率相同），其中冷卻劑中氚的平衡濃度為7.7×1010Bq/kg，慢化劑中氚的平衡濃度為3.5×1012Bq/kg，慢化劑中氚的濃度是冷卻劑中氚濃度的45 倍[2]。由于氚是重水被中子活化而產生，重水堆核電廠的氚主要以氚化水的形態存在。機組正常運行和停堆大修期間，因為系統正常泄漏率、系統開口維修等原因，冷卻劑和慢化劑中的氚揮發到廠房空氣中，同時，人員在運行操作和設備檢修作業中也可能接觸到高濃度的氚，使得重水堆核電廠相比輕水堆核電廠存在顯著高的氚內照射風險，人員劑量控制[3]和集體劑量管控[4]面臨挑戰。

1 氚內照射監測

1.1 場所監測

秦山第三核電廠場所中氚的監測方法分為直接測量法和取樣分析測量法。直接測量法一般使用電離室探測器開展，可以由輻射防護人員使用便攜式電離室氚測量儀對工作場所進行巡測，也可以使用固定式區域氚監測系統對指定區域進行連續實時取樣監測。秦山第三核電廠常用的固定式和便攜式氚監測設備見圖1。固定式區域氚監測系統采用預置的不銹鋼取樣管線，通過真空泵將需要監測的場所內的含氚空氣抽到電離室中測量。為避免γ 外照射干擾，電離室布置在環境輻射本底較低的區域內。由于能夠實現連續實時取樣測量，固定式區域氚監測系統在分析現場空氣中氚濃度變化趨勢、及時發現并響應現場氚泄漏等方面具有便攜式儀表所無法提供的優勢。

圖1 固定式區域氚監測系統（左）與便攜式氚測量儀（右）Figure 1 Fixed area tritium monitoring system (left) and portable tritium survey meter (right)

便攜式電離室氚測量儀受γ 外照射的影響大，如果現場環境γ 劑量率明顯高于天然本底，電離室的測量結果會有誤差。雖然采用多個電離室進行差分補償可以一定程度地降低干擾，但當γ 劑量率高于100 μSv/h 時，補償的效果就會非常有限。為了避免現場較高外照射的影響，可以將便攜式氚測量儀放在外照射低的區域，在氚測量儀的進氣管上接上延長氣管，把需要測量區域的氣體抽過來測量；部分便攜式氚測量儀設計了抽氣測量功能（比如Overhoff 400SBDyC）。在需要測量的場所將氚測量儀切換到抽氣模式，抽入足夠的空氣后關閉抽氣，氚測量儀會將抽入的氣體密封在電離室內。將抽入了含氚氣體的氚測量儀帶到外照射劑量率低的環境中，切換到測量模式，可以避免氚測量受環境外照射的干擾。

取樣分析測量法是對空氣中的氚進行取樣，制樣后使用液體閃爍計數器測量樣品中氚的活度，進而計算出取樣空氣中氚的濃度。秦山第三核電廠采用空氣鼓泡的方法將空氣中的氚化水置換到取樣容器的除鹽水中，取含氚除鹽水制樣，然后使用液體閃爍計數器測量樣品中的氚活度，根據測量結果計算出空氣中氚的活度濃度。取樣分析測量方法的精度高，而且能有效避免現場測量干擾因素，測量結果可以為輻射防護管理決策提供依據。

秦山第三核電廠使用氚的場所測量方法的比較見表1。

表1 秦山第三核電廠使用氚的場所測量方法的比較Table 1 Comparison among area tritium monitoring methods used by Third Qinshan Nuclear Power Plant

1.2 個人監測

氚化水進入人體后，在2～3 h 內會與全身體液混合，且均勻分布，氚在血液、汗液、尿液、痰液以及呼出的氣體中均有相同的活度濃度。重水堆核電廠普遍采用尿樣生物樣品分析方法測量人員職業氚內照射劑量，監測周期一般為14 d 和30 d。取2 ml尿樣，加入10 ml 閃爍液，充分搖勻后暗化30 min，使用液體閃爍計數器測量樣品氚的活度，進而計算尿氚濃度和人體接受到的氚內照射劑量。

對于單次攝入氚的情況，如果攝入時間確定，可以使用公式（1）估算待積有效劑量：

式中，E50為內照射50 年待積有效劑量，單位為mSv；Cn為攝入氚后t時刻的尿氚濃度，單位為Bq/ml；t是尿樣取樣距離攝入發生時的時間間隔，單位為天（d）。計算中假設氚化水在人體內的半排期為10 d。如果要進行精確計算，或者發生大劑量攝氚時，需要擬合氚在人員個體體內的實際的半排期[5]。

在重水堆核電廠，只要存在氚的內照射風險，單次攝入氚的情況比較少見，常見的是一系列不規則的連續攝入氚的情況。工作人員每個監測周期內都可能多次進入現場，一個監測周期結束后，絕大多數的人員會在下一個周期內繼續從事可能攝入氚的工作。如果按照公式（1）進行氚內照射劑量計算，數據計算和分析會非常復雜，不僅數據處理的工作量巨大，而且由于人員在下一個周期還可能繼續攝氚，每個監測周期的氚內照射結果都將重復計算以往監測周期攝入后殘留在體內的氚的待積劑量，導致監測結果不準確。

所以，秦山第三核電廠對于氚內照射劑量的常規監測采用圖2 所示的尿樣氚濃度折線面積計算方法，要求攝氚人員按固定周期（14 d 或30 d）提交尿樣，按時間順序將每次尿氚測量結果連接起來，作成尿氚濃度對滯留時間的變化曲線，由公式（2）計算待積劑量當量：

圖2 秦山第三核電廠人員連續攝氚的氚內照射劑量示意圖t0～t5 表示氚攝入不同的時間點；C0～C5 表示不同攝入點對應的人員尿樣中氚的比活度Figure 2 Diagram image of internal exposure dose caused by continuous tritium intake in Third Qinshan Nuclear Power Plant

式中，E為氚內照射的待積劑量當量，單位為mSv；ti和ti+1為相鄰2 次提交尿樣的日期，單位為天（d）；Ci和Ci+1為相鄰2 次提交的尿氚濃度，單位為Bq/ml。

2 氚內照射的防護

氚可以通過吸入、食入和皮膚滲透3 條途徑進入人體。吸入是最主要的途徑，皮膚滲透次之，食入在核電廠不大可能發生，吸入和皮膚滲透進入人體的量約為2∶1。秦山第三核電廠對氚內照射個人防護的方法就是阻斷或削弱這3 條途徑[6]。

呼吸保護是最常見也是最重要的氚內照射個人防護措施，秦山第三核電廠為可能攝氚作業的人員提供凈化式和供氣式2 類呼吸保護設備。凈化式呼吸保護設備的作用是通過置換或吸附，過濾空氣中的氚化水，凈化介質常用除鹽水、冰塊、硅膠或分子篩。硅膠或分子篩吸水后會釋放熱量，導致濾盒溫度升高，佩戴舒適感差，且存在一定的安全風險，實際應用中置換型的除氚方式更為常見。秦山第三核電廠使用的2 種凈化式氚呼吸保護設備見圖3。輕水除氚濾盒內填充表面積大、吸水性強的紙濾芯，使用前將濾盒在干凈的輕水或除鹽水中浸泡大約2 min，甩掉濾盒內的明水，防止明水堵塞濾芯影響空氣流通。使用過程中空氣流經濾盒內表面，其中的氚化水同輕水置換，從而降低人員吸入空氣中的氚。冰塊除氚濾盒使用冰塊作為氚化水的凈化介質，空氣流經冰塊表面，空氣中的水分被凝結，其中的氚化水也同樣被凝結。冰塊融化而在表面產生液態的輕水，也會置換空氣中的氚化水，起到雙重的氚凈化效果。

圖3 秦山第三核電廠使用的凈化式氚呼吸保護設備——輕水除氚濾盒（左）和冰塊除氚濾盒（右）Figure 3 Tritium respiratory filters used in Third Qinshan Nuclear Power Plant—light water filter cartridge (left) and tritium removal ice filter cartridge (right)

無論凈化還是置換，能夠去除氚的量都受限于凈化或置換介質的量，所以這類呼吸保護設備只能用于低氚環境。 秦山第三核電廠要求只能在2.0×106Bq/m3以下的氚環境中使用，且使用時間不得超過30 min。對于高氚作業環境，要求工作人員必須使用供氣式呼吸保護設備，確保工作人員雖然身處高氚環境，但吸入的是專門提供的干凈的空氣。常見的供氣式呼吸器是自背式呼吸器，廣泛應用于消防、潛水、化工等領域，同樣可以用于氚的內照射防護。另外，為克服自背式呼吸器供氣時間短（一般30～45 min）的問題，秦山第三核電廠設計上專門設置了呼吸供氣系統，在電廠各涉氚區域現場布置供氣站，需要時通過快接供氣軟管，從供氣站連續提供新鮮空氣。這種供氣方式將新鮮空氣壓入人員頭部佩戴的面罩內，供氣流是連續的，進氣不需要佩戴人員吸氣帶動，相當于在人員頭部位置制造了一個同面罩外部隔離的、充滿新鮮空氣的空間，使用的舒適感較高。新鮮空氣持續流入呼吸面罩，面罩內部始終維持正壓狀態，只要保持供氣，氣體就始終從呼吸面罩內部流向外部，外部的含氚空氣不會流入面罩內。秦山第三核電廠使用的2 種連續供氣式氚防護服見圖4。

圖4 秦山第三核電廠使用的2 種連續供氣式氚防護服Figure 4 Two types of continuous air-supply tritium-proof suits used in Third Qinshan Nuclear Power Plant

為防止含有氚化水的重水噴濺到人員身上，導致氚通過皮膚滲透進入人體，秦山第三核電廠也在涉氚作業時廣泛使用防水的個人勞動保護用品，比如圖4 中工作人員所穿的防護服都有良好的防水性能，即便重水噴濺到身上，也能有效防止氚透過皮膚滲透入人體。

如果發生意外或人員大量攝入了氚，輻射防護人員應第一時間安排其提供尿樣，通過尿氚監測結果確認氚攝入的情況，必要時安排其進行醫學促排。由于氚化水在人體的新陳代謝過程中同輕水完全相同，且其待積有效劑量的主要份額來自于最初的幾個半排期，及時的醫學促排將顯著降低人員因攝入氚而受到的內照射有效劑量。

3 氚內照射的有效劑量

自2003 年2 臺重水堆核電機組全面投產以來，秦山第三核電廠嚴格按照國家法律法規和相關標準開展氚內照射個人劑量監測，近5 年年均監測總人數超過2 000 人，其中超過95%的監測對象為男性工作人員（表2）。運行20 年來未發生氚內照射所致的人員超法定劑量限值受照事件，歷年人均氚內照射有效劑量低于200 μSv，其中2022 年人均氚內照射有效劑量為96.32 μSv。

表2 2018 - 2022 年秦山第三核電廠氚內照射監測人員情況Table 2 Workers involved tritium internal exposure in Third Qinshan Nuclear Power Plant from 2018 to 2022

自2003 -2022 年運行以來，秦山第三核電廠氚內照射集體劑量占電廠集體劑量的年均份額的18.6%，最大為25.2%（其余主要為γ 外照射集體劑量），低于全世界重水堆核電廠年度平均20%～30%的水平。2003 -2022 年秦山第三核電廠氚內照射集體劑量的趨勢見圖5。

圖5 2003 - 2022 年秦山第三核電廠氚內照射集體劑量的趨勢Figure 5 Tendency chart of annual tritium internal collective dose of Third Qinshan Nuclear Power Plant from 2003 to 2022

4 討論

4.1 場所氚監測方法的選擇

氚場所的監測方法應根據測量目的、測量點的具體情況、測量人員攝氚風險等實際情況進行合理選擇。測量目的是測量的第一要素，如果能夠實現測量目的，測量的準確度并非必須要優先選擇的要素。在重水堆核電廠，準確度最高的空氣鼓泡取樣+液體閃爍計數器分析測量方法由于時效性差，主要用于氚的常規監測，或需要準確獲知空氣中氚濃度的監測等對測量結果時效性要求不高的情況，幾乎不應用于需要根據氚風險的定性測量進行快速防護決策的任務監測和特殊監測中；便攜式氚測量儀由于測量精度差，不會應用于常規監測或對測量結果準確度要求高的情況，而廣泛應用于對氚內照射風險進行定性判斷的任務監測和特殊監測；固定式區域氚監測設備能夠實現空氣中氚的連續取樣監測，主要應用于人員不可達或外照射風險高的區域，以及需要對重水系統進行密封性監測的區域。固定式區域氚監測設備能夠提供空氣中氚濃度的實時趨勢，對于評價重水堆核電廠廠房內各區域空氣中的氚濃度和判斷重水系統的運行狀況有不可替代的重要意義。

4.2 連續攝氚的內照射劑量計算方法

對于人員連續攝氚的情況，采用尿氚測量結果折線面積法計算人員氚內照射有效劑量不僅更具可操作性，而且能夠避免重復統計每次攝入氚的待積劑量，測量結果更加準確。只要人員不終結氚內照射個人劑量監測計劃，就不計算人員的50 年待積劑量，某一周期（比如每月或每年）人員的個人劑量檔案或報告中也不記錄全部的待積劑量，直至人員終結其內照射個人劑量監測計劃時，提交末次尿樣，根據末次尿樣的氚濃度計算50 年待積劑量，計入人員最后一個監測周期的個人劑量記錄中。

4.3 個人防護用品的選擇

供氣式呼吸保護用品對人員的氚內照射防護效果要顯著優于凈化式呼吸保護用品。供氣式呼吸保護用品為作業人員提供了全新的空氣，作業人員氚內照射的風險理論上可以為零；而凈化式呼吸保護用品存在氚過濾效率、氚凈化飽和、裸露皮膚滲透等風險，只能一定程度地降低攝入到人體內的氚的量，無法實現不攝入。所以，在重水堆核電廠，凈化式呼吸保護用品僅用于空氣中氚濃度非常低的情況，大多數情況下，人員氚防護主要使用供氣式呼吸保護用品。供氣式呼吸保護用品的主要問題是便利性不足，影響工作效率，比如秦山第三核電廠常用的氣管供氣式防護用品在使用中，工作人員的活動范圍會受氣管長度影響，拖在地上的氣管同時還會影響工作人員的走動。工作效率的降低在某些特殊情況下可能會帶來更大的風險，比如如果工作區域內同時存在較高的外照射劑量率，供氣式呼吸保護用品雖然有效防護了氚，但工作效率的降低可能導致人員受到更多的外照射劑量。所以，個人防護用品的選擇可以建立并執行具體的標準，但更多的時候需要由專業輻射防護人員根據實際情況，綜合考慮各方面因素，進行代價利益分析后決定。

利益沖突 所有作者聲明無利益沖突

作者貢獻聲明 王孔釗負責論文的撰寫；孫毅負責氚人員監測數據的收集與分析；杜烜境負責氚場所監測信息的收集；邱旭負責論文的校對與修改；劉玉龍負責論文撰寫思路的指導