毛亞蔚，米愛軍，王曉亮，劉新建，陳巧艷，邱 林，高桂玲

(中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840)

1 最優(yōu)化策略

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)《基本安全原則》(SF-1)[1]原則5：防護(hù)的最優(yōu)化要求“必須實(shí)現(xiàn)防護(hù)的最優(yōu)化，以提供合理可行的最高安全水平”，為確定是否處于可合理達(dá)到的盡量低水平，必須事先(采用分級(jí)方案)對(duì)正常運(yùn)行、異常工況或事故工況所造成的所有這類危險(xiǎn)進(jìn)行評(píng)定。核電廠設(shè)計(jì)的基本安全目標(biāo)是在與之相關(guān)的所有活動(dòng)中建立并保持對(duì)放射性危害的有效防御，以保護(hù)人與環(huán)境免受放射性危害。為實(shí)現(xiàn)此基本安全目標(biāo)，核電廠的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)必須保證在所有運(yùn)行狀態(tài)下廠內(nèi)的輻射照射或由于該設(shè)施任何計(jì)劃排放放射性物質(zhì)引起的輻射照射低于規(guī)定限值，且可合理達(dá)到盡量低。同時(shí)還應(yīng)采取措施減輕任何事故的放射性后果[2]。顯然設(shè)計(jì)在滿足工作人員與公眾劑量限值與約束值的同時(shí)，應(yīng)當(dāng)充分考慮最優(yōu)化原則的應(yīng)用。IAEA在其安全導(dǎo)則NS-G-1.13[3]中給出了輻射防護(hù)最優(yōu)化的工作策略，如圖1所示。

圖1 核設(shè)施設(shè)計(jì)的輻射防護(hù)最優(yōu)化策略[3]

1986年9月，潘自強(qiáng)院士在《輻射防護(hù)》第6卷第5期發(fā)表了《輻射防護(hù)最優(yōu)化——當(dāng)前輻射防護(hù)研究的主要課題》一文[4]，深入探討了輻射防護(hù)最優(yōu)化的基本概念，提出輻射防護(hù)綱要和最優(yōu)化方法與參數(shù)，將核電站輻射防護(hù)設(shè)計(jì)的最優(yōu)化與運(yùn)行輻射防護(hù)最優(yōu)化等問(wèn)題作為當(dāng)時(shí)防護(hù)工作領(lǐng)域急需解決的部分關(guān)鍵課題。時(shí)至今日，伴隨我國(guó)核工業(yè)數(shù)十年的安全高效發(fā)展，核電廠的設(shè)計(jì)也經(jīng)歷了海外引進(jìn)與自主研發(fā)同步推進(jìn)的艱苦奮斗歷程，在充分總結(jié)二代核電廠設(shè)計(jì)與運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，輻射防護(hù)最優(yōu)化原則在我國(guó)完全具備獨(dú)立自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的三代壓水堆“華龍一號(hào)”的設(shè)計(jì)工作中得以有效的貫徹與執(zhí)行。

華龍一號(hào)核電廠的輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)即是遵循此策略，基于基本的設(shè)計(jì)方案，確定設(shè)計(jì)目標(biāo)，結(jié)合運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)所建立的輻射與化學(xué)數(shù)據(jù)庫(kù)，開展個(gè)人和集體劑量評(píng)價(jià)，在最優(yōu)化審查與開展代價(jià)利益分析的基礎(chǔ)上，不斷地評(píng)估反饋修改設(shè)計(jì)以達(dá)到最優(yōu)化的設(shè)計(jì)目的。

2 設(shè)計(jì)目標(biāo)值

設(shè)計(jì)目標(biāo)值的確定本身即是一個(gè)反復(fù)迭代、確認(rèn)與優(yōu)化的過(guò)程，在滿足法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)限值的前提下，要結(jié)合已有核電廠的運(yùn)行情況和社會(huì)經(jīng)濟(jì)等多方面的因素予以考慮，通過(guò)充分的調(diào)研與反復(fù)的論證，華龍一號(hào)確定的各類設(shè)計(jì)目標(biāo)值列于表1。

表1 華龍一號(hào)核電廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)目標(biāo)值

3 最優(yōu)化設(shè)計(jì)內(nèi)容

核電廠的輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)是與總體設(shè)計(jì)、工藝系統(tǒng)、設(shè)備布置、安全分析等多項(xiàng)設(shè)計(jì)內(nèi)容相關(guān)聯(lián)的系統(tǒng)性工作，所能達(dá)到的水平，取決于總體設(shè)計(jì)要求。通過(guò)確定輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)原則及方案，輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)工作也將對(duì)工藝設(shè)計(jì)、建筑結(jié)構(gòu)、三廢系統(tǒng)、事故分析等設(shè)計(jì)內(nèi)容產(chǎn)生直接影響。

采用先進(jìn)技術(shù)，滿足先進(jìn)的核安全法規(guī)與標(biāo)準(zhǔn)的三代機(jī)組“華龍一號(hào)”核電廠的總體設(shè)計(jì)方案目標(biāo)包括：60年壽期、單堆布置、177堆芯、18個(gè)月?lián)Q料、雙層安全殼、一體化堆頂結(jié)構(gòu)、能動(dòng)與非能動(dòng)安全系統(tǒng)、提高事故應(yīng)急能力等多個(gè)方面，相對(duì)于防護(hù)設(shè)計(jì)所參考的二代加核電廠有顯著變化。設(shè)計(jì)在參考電站經(jīng)驗(yàn)反饋的基礎(chǔ)之上進(jìn)行持續(xù)改進(jìn)，這些重大變更對(duì)輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)工作造成了巨大的挑戰(zhàn)，需針對(duì)這些內(nèi)容開展細(xì)致的分析評(píng)估，包括：堆芯源項(xiàng)，主冷卻劑裂變及腐蝕活化產(chǎn)物源項(xiàng)的重新評(píng)估；反應(yīng)堆廠房相關(guān)的正常、事故工況輻射源項(xiàng)分布、輻射場(chǎng)劑量水平的變化；核島廠房輻射分區(qū)劃分、屏蔽、劑量場(chǎng)的確定，以及人流、物流走向的綜合調(diào)整；雙層安全殼間的輻射屏蔽設(shè)計(jì)；三廢系統(tǒng)改造及功能提升造成的環(huán)境排放源項(xiàng)與影響評(píng)估；嚴(yán)重事故相關(guān)的重要設(shè)備對(duì)事故后環(huán)境劑量評(píng)價(jià)的影響分析等。為此，在工程最優(yōu)化設(shè)計(jì)方案中確定了五項(xiàng)重點(diǎn)工作內(nèi)容。

3.1 輻射源項(xiàng)優(yōu)化設(shè)計(jì)

所有的照射劑量都是與源相關(guān)的，針對(duì)核電廠這種“源”來(lái)說(shuō)，如何有效地對(duì)輻射源項(xiàng)的產(chǎn)生、擴(kuò)散、遷移、收集、排放加以控制，并能夠準(zhǔn)確地對(duì)源項(xiàng)大小及其分布與影響進(jìn)行評(píng)估是防護(hù)設(shè)計(jì)的核心。

依據(jù)新的設(shè)計(jì)對(duì)正常運(yùn)行工況的堆芯源項(xiàng)、堆芯積存量、乏燃料組件源項(xiàng)和一、二回路的裂變、活化以及活化腐蝕產(chǎn)物開展詳細(xì)的分析計(jì)算與評(píng)估工作。其中鑒于壓水堆核電廠職業(yè)照射的80%以上來(lái)源于大修期間由系統(tǒng)設(shè)備表面的活化腐蝕產(chǎn)物沉積源項(xiàng)導(dǎo)致的外照射[7]，因此，活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)的降低與控制技術(shù)成為華龍一號(hào)核電廠輻射源項(xiàng)優(yōu)化工作的重點(diǎn)。設(shè)計(jì)中通過(guò)在秦山第二核電廠4臺(tái)機(jī)組開展的專項(xiàng)輻射源項(xiàng)測(cè)量工作，結(jié)合已有二代加核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，系統(tǒng)地收集測(cè)量了停堆工況下反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)以及余熱排出系統(tǒng)中具有代表性的活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)沉積位置處的沉積源項(xiàng)，對(duì)影響腐蝕產(chǎn)物產(chǎn)生、遷移和沉積的機(jī)理進(jìn)行研究。通過(guò)一系列的測(cè)量、數(shù)據(jù)收集及理論分析工作，為進(jìn)一步降低活化腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生，在華龍一號(hào)機(jī)組的設(shè)計(jì)中嚴(yán)格限制了燃料組件及反應(yīng)堆材料與一回路冷卻劑接觸部件中的Co含量，提高蒸汽發(fā)生器傳熱管和穩(wěn)壓器電加熱元件的表面光潔度要求，堆內(nèi)構(gòu)件在制造過(guò)程中進(jìn)行鈍化處理，還采用了鍍鉻、避免承插焊等技術(shù)。制定了嚴(yán)格的水化學(xué)控制規(guī)范，對(duì)運(yùn)行冷卻劑的pH值加以限制，在一回路中添加氫氧化鋰以中和硼酸，并將pH調(diào)至最佳值(弱堿性，在300 ℃時(shí)為7.2)。在采取源項(xiàng)降低與控制技術(shù)的同時(shí)，還增加系統(tǒng)的凈化與去污能力，采用凈化能力較高的過(guò)濾器和除鹽器，如化容系統(tǒng)前過(guò)濾器RCV001FI對(duì)0.45 μm顆粒滯留率達(dá)到98%。輔助系統(tǒng)各類型除鹽器采用離子交換法對(duì)放射性流體中的陰離子和陽(yáng)離子的凈化能力也在90%以上。

華龍一號(hào)核電機(jī)組采用成熟經(jīng)驗(yàn)證的技術(shù)，貫徹應(yīng)用縱深防御的基本安全原則，強(qiáng)化系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物的冗余性、多樣性和獨(dú)立性設(shè)計(jì)，通過(guò)一系列專設(shè)安全設(shè)施的系統(tǒng)配置優(yōu)化工作，提升了機(jī)組應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的安全能力，同時(shí)針對(duì)高壓熔堆、氫氣和蒸汽爆炸、底板熔穿與安全殼晚期超壓失效等嚴(yán)重事故現(xiàn)象應(yīng)用能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施，以從設(shè)計(jì)上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放。結(jié)合這些總體技術(shù)方案與設(shè)計(jì)特征，事故后源項(xiàng)優(yōu)化分析工作的重點(diǎn)之一是最佳估算方法在設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的應(yīng)用研究，設(shè)計(jì)中針對(duì)與放射性物質(zhì)包容相關(guān)的雙層安全殼、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)、安全殼消氫和過(guò)濾排放系統(tǒng)開展研究，以驗(yàn)證和評(píng)估這些系統(tǒng)對(duì)事故后放射性物質(zhì)的滯留和去除效果。建立一體化計(jì)算模型，針對(duì)二級(jí)PSA分析得到的安全殼完好、安全殼隔離失效、安全殼旁路失效、安全殼早期失效、安全殼晚期超壓失效、安全殼過(guò)濾排放、安全殼底板熔穿等12種釋放類及其對(duì)應(yīng)的包絡(luò)性事故序列，對(duì)嚴(yán)重事故后的熱工水力行為以及裂變產(chǎn)物的釋放進(jìn)行了計(jì)算分析，給出了不同釋放類下各放射性裂變產(chǎn)物分組向環(huán)境的釋放份額隨時(shí)間的變化，并對(duì)各釋放類安全殼內(nèi)及環(huán)境釋放份額進(jìn)行了比較分析，選取具有包絡(luò)性與代表性的9個(gè)釋放類別，同NUREG-1465源項(xiàng)(輕水堆事故源項(xiàng))進(jìn)行比較研究，確定事故后果評(píng)價(jià)釋放源項(xiàng)。

3.2 輻射分區(qū)優(yōu)化

輻射分區(qū)是實(shí)現(xiàn)ALARA原則的重要具體手段之一。核動(dòng)力廠廠內(nèi)輻射分區(qū)的目的在于有效地控制正常照射、防止放射性污染擴(kuò)散，并預(yù)防潛在照射或限制潛在照射的范圍，以便于輻射防護(hù)管理和職業(yè)照射控制，使工作人員的受照劑量在運(yùn)行狀態(tài)下達(dá)到合理可行盡量低的水平，在事故工況下低于可接受限值。輻射分區(qū)優(yōu)化設(shè)計(jì)不僅能為廠內(nèi)的總體布置、通風(fēng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)和屏蔽設(shè)計(jì)提供依據(jù)，同時(shí)也為核電廠的運(yùn)行管理提供了一個(gè)相對(duì)規(guī)范的管理平臺(tái)，對(duì)制定一些行之有效的控制措施以及對(duì)核電廠整體輻射水平的預(yù)測(cè)提供參考。

根據(jù)《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》(GB 18871—2002)第6.4節(jié)的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)要求：“應(yīng)把輻射工作場(chǎng)所分為控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)，以便于輻射防護(hù)管理和職業(yè)照射控制”， 基于原有輻射分區(qū)準(zhǔn)則，同時(shí)借鑒國(guó)內(nèi)核電廠業(yè)主單位的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋以及國(guó)際主流三代核電廠的相關(guān)設(shè)計(jì)，修訂輻射分區(qū)劑量率邊界值，優(yōu)化控制區(qū)的子區(qū)劃分。

對(duì)于國(guó)內(nèi)已運(yùn)行的二代改進(jìn)型壓水堆核電廠，設(shè)計(jì)階段的輻射分區(qū)一般是能夠包絡(luò)機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)的輻射分區(qū)。由于這類輻射分區(qū)采用包絡(luò)性的輻射源(一般采用具有包絡(luò)性設(shè)計(jì)源項(xiàng)DST)進(jìn)行設(shè)計(jì)和評(píng)估，因此，其整體水平要高于核電廠在實(shí)際運(yùn)行中的輻射水平。此外，二代改進(jìn)型壓水堆核電廠輻射分區(qū)中，其中的黃區(qū)和橙區(qū)的劑量率區(qū)間較大，在實(shí)際運(yùn)行中，在這些子區(qū)中部分工作場(chǎng)所的劑量率水平并未達(dá)到子區(qū)劑量率區(qū)間的上限值，在這些工作場(chǎng)所中工作人員可能的受照劑量易被高估。由于各子區(qū)的劑量率區(qū)間上限值和最大工作時(shí)間是與集體劑量目標(biāo)值相對(duì)應(yīng)的，如果子區(qū)劑量率區(qū)間過(guò)大，則在相應(yīng)子區(qū)的最大工作時(shí)間受到限制。如果將這些子區(qū)進(jìn)行細(xì)分，在子區(qū)的居留時(shí)間也可以相對(duì)延長(zhǎng)，增加工作安排的靈活性?？紤]到我國(guó)運(yùn)行電廠實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和設(shè)計(jì)優(yōu)化的考慮，華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)中，對(duì)控制區(qū)子區(qū)的劃分進(jìn)行了合理細(xì)化，具體對(duì)比列于表2。

表2 控制區(qū)子區(qū)劃分對(duì)比

在核電廠實(shí)際運(yùn)行過(guò)程中機(jī)組會(huì)處于不同的工況下，如功率運(yùn)行工況和停堆換料工況。在不同工況下部分放射性設(shè)備將處于不同的運(yùn)行狀態(tài)，這必將對(duì)設(shè)備所在房間的輻射分區(qū)產(chǎn)生影響，因此，一種工況對(duì)應(yīng)的輻射分區(qū)圖難以準(zhǔn)確、直觀地涵蓋其他工況的輻射分區(qū)情況，為準(zhǔn)確、直觀地反映不同工況下對(duì)應(yīng)的輻射分區(qū)情況，針對(duì)那些對(duì)輻射分區(qū)影響較大的工況進(jìn)行分析，分別給出對(duì)應(yīng)的輻射分區(qū)圖。

華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)中，兼顧了功率運(yùn)行和停堆工況下的輻射分區(qū)優(yōu)化。在功率運(yùn)行工況下，高輻射區(qū)盡量向中心區(qū)域集中連片布置，外圍盡量設(shè)置為較低的輻射分區(qū)。在停堆工況下，保證了工作人員主要的通行和檢修區(qū)域的輻射水平盡可能低。功率運(yùn)行和停堆工況下的輻射分區(qū)示意圖分別如圖2所示。

圖2 功率運(yùn)行工況(左圖)和停堆工況(右圖)反應(yīng)堆廠房輻射分區(qū)示意圖

華龍一號(hào)功率運(yùn)行工況下的輻射分區(qū)是在設(shè)計(jì)源項(xiàng)分析的基礎(chǔ)上，對(duì)各類放射性管道和設(shè)備進(jìn)行模擬分析，得到相關(guān)區(qū)域的場(chǎng)所劑量率分布情況，從而確定對(duì)應(yīng)場(chǎng)所的輻射分區(qū)。在核島廠房布置設(shè)計(jì)時(shí)，在遵循“進(jìn)入低輻射區(qū)時(shí)不經(jīng)過(guò)高輻射區(qū)”的原則下，將高放射性設(shè)備和管道盡可能分區(qū)域集中布置，在完成初步的布置后，重新模擬分析輻射場(chǎng)分布情況，根據(jù)分析結(jié)果重新確定分區(qū)，并進(jìn)一步調(diào)整系統(tǒng)布置和屏蔽體的設(shè)計(jì)。通過(guò)此過(guò)程的不斷迭代優(yōu)化，最終使得布置和屏蔽設(shè)計(jì)達(dá)到較為優(yōu)化的程度，將高輻射區(qū)集中連片，中間通過(guò)迷宮墻等方式設(shè)置過(guò)渡區(qū)，形成從高輻射區(qū)到低輻射區(qū)的合理過(guò)渡，并將低輻射區(qū)如常規(guī)工作區(qū)(綠區(qū))在滿足防火分區(qū)條件下有效貫通，規(guī)劃合理的人員通行方向，以便于人員的通行及應(yīng)急撤離。

華龍一號(hào)停堆工況下的輻射分區(qū)是基于停堆工況下廠房?jī)?nèi)源項(xiàng)分布及房間功能需求綜合考慮確定的。停堆大修期間，房間內(nèi)的劑量率主要由其內(nèi)部的設(shè)備和管道包容的放射性物質(zhì)造成，劑量率大小取決于放射性物質(zhì)在設(shè)備中的滯留情況，這與停堆過(guò)程中機(jī)組所處狀態(tài)有關(guān)。停堆期間的輻射源項(xiàng)，需要基于大量的經(jīng)驗(yàn)反饋來(lái)確定，因此，華龍一號(hào)在停堆分區(qū)設(shè)計(jì)過(guò)程中，開展了大量的同類型運(yùn)行電廠停堆工況下輻射源項(xiàng)分布調(diào)查及場(chǎng)所劑量率測(cè)量工作，在實(shí)測(cè)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)上，結(jié)合華龍一號(hào)的系統(tǒng)設(shè)計(jì)和廠房設(shè)計(jì)特點(diǎn)，綜合考慮廠房?jī)?nèi)系統(tǒng)和設(shè)備的檢查、維修需求及人員居留需求，進(jìn)行適當(dāng)?shù)南到y(tǒng)調(diào)整和屏蔽體設(shè)置，最終確定了停堆工況的輻射分區(qū)，使得人員主要的通行和檢修區(qū)域的輻射水平盡可能低。

3.3 事故后工作人員的防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)

事故工況下，位于安全殼外的一些專設(shè)安全系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)處于運(yùn)行狀態(tài)，這些系統(tǒng)中可能滯留放射性氣體和液體。基于對(duì)事故后的處理及設(shè)備維修和操作的必要性，需要進(jìn)行事故后可接近性的分析。新建核電廠的設(shè)計(jì)，需要考慮事故后需要人員進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)作業(yè)的區(qū)域的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)，保證相應(yīng)區(qū)域人員接近時(shí)的輻射安全。

新建核電廠事故后輻射防護(hù)設(shè)計(jì)應(yīng)結(jié)合事故后運(yùn)行系統(tǒng)的設(shè)置以及事故規(guī)程和嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，對(duì)事故后需要人員執(zhí)行現(xiàn)場(chǎng)操作的所有位置和通行路線的場(chǎng)所劑量率水平和氣載放射性水平進(jìn)行分析，以此作為事故后人員受照劑量能否滿足法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求的判斷依據(jù)。對(duì)于事故后工作人員的受照劑量無(wú)法滿足相關(guān)要求的，需要對(duì)相應(yīng)的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)進(jìn)行調(diào)整。

華龍一號(hào)在設(shè)計(jì)中，考慮到對(duì)事故的預(yù)防與緩解，設(shè)置了相應(yīng)的專設(shè)安全設(shè)施，在事故中可能投入運(yùn)行的還有部分輔助系統(tǒng)、輻射監(jiān)測(cè)、取樣等系統(tǒng)，這些系統(tǒng)包括安全注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、安全殼大氣監(jiān)測(cè)系統(tǒng)、核取樣系統(tǒng)、輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、應(yīng)急硼注入系統(tǒng)、安全殼消氫系統(tǒng)、安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)、快速泄壓系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)、堆腔注水系統(tǒng)等，這些系統(tǒng)中的部分會(huì)在相應(yīng)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故工況下投入運(yùn)行。根據(jù)事故后系統(tǒng)設(shè)計(jì)特點(diǎn)、運(yùn)行需求和相關(guān)的事故規(guī)程以及嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，對(duì)事故之后需要工作人員進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)操作的事故進(jìn)行了梳理，重點(diǎn)分析了事故后現(xiàn)場(chǎng)操作的區(qū)域及人員通行路徑的可達(dá)性，相關(guān)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故包括LOCA、SGTR、燃料操作事故。根據(jù)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則考慮了安全殼隔離閥操作過(guò)程中的人員防護(hù)。

華龍一號(hào)在設(shè)計(jì)中，將主要的專設(shè)安全設(shè)施布置在安全廠房，并且在設(shè)計(jì)中，通過(guò)對(duì)事故后包容放射性物質(zhì)的管線的布置優(yōu)化和通道屏蔽優(yōu)化，對(duì)于事故后的操作區(qū)域通過(guò)屏蔽優(yōu)化和遠(yuǎn)傳操作設(shè)置等手段，保證了事故后操作區(qū)域的可達(dá)性。華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)能夠保證在發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故后，對(duì)于需要進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)操作的區(qū)域、相應(yīng)的廠房?jī)?nèi)通行路線、撤離路線等區(qū)域內(nèi)的設(shè)備和管道內(nèi)包容的輻射源項(xiàng)以及廠房氣載放射性源項(xiàng)所致的人員輻射照射在法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求的范圍內(nèi)，相關(guān)設(shè)計(jì)能夠保證工作人員在事故后通行和進(jìn)行相應(yīng)操作時(shí)的輻射安全。

3.4 職業(yè)照射劑量評(píng)價(jià)

劑量評(píng)價(jià)是對(duì)輻射防護(hù)設(shè)計(jì)方案是否滿足要求的衡量手段之一，也是輻射防護(hù)優(yōu)化程度的評(píng)價(jià)依據(jù)。通過(guò)劑量評(píng)價(jià)可以對(duì)電廠輻射防護(hù)設(shè)計(jì)的優(yōu)化進(jìn)行定量的分析，并依據(jù)評(píng)價(jià)的結(jié)果，進(jìn)行具有針對(duì)性的設(shè)計(jì)改進(jìn)。劑量評(píng)價(jià)的內(nèi)容，應(yīng)當(dāng)優(yōu)先根據(jù)同類設(shè)計(jì)的現(xiàn)有電站的輻射水平的實(shí)際測(cè)量值進(jìn)行劑量估算，并證明為計(jì)劃運(yùn)行估算的劑量低于監(jiān)管部門規(guī)定的劑量約束值[8]。同時(shí)劑量評(píng)價(jià)的內(nèi)容應(yīng)當(dāng)包括ALARA評(píng)審的內(nèi)容，將集體劑量目標(biāo)值作為衡量ALARA的重要指標(biāo)進(jìn)行評(píng)估。

在華龍一號(hào)設(shè)計(jì)過(guò)程中，收集了大量我國(guó)已運(yùn)行電廠的經(jīng)驗(yàn)反饋數(shù)據(jù)，包括核電廠運(yùn)行中不同的操作類別、不同操作類別中的具體每種操作每年的操作次數(shù)、每次操作的工作人數(shù)、每次照射時(shí)間、操作時(shí)的平均劑量率水平以及每個(gè)操作項(xiàng)目的集體劑量數(shù)據(jù)。集體劑量評(píng)價(jià)方法參考了NRC RG 8.19[9]的推薦方法，其基本考慮包括：1)劑量評(píng)價(jià)需要對(duì)電站職業(yè)照射有潛在貢獻(xiàn)的所有主要工作內(nèi)容進(jìn)行評(píng)價(jià)，這里的主要工作內(nèi)容是指那些集體劑量超過(guò)0.01人·Sv的活動(dòng)；2)進(jìn)行劑量評(píng)價(jià)的目的在于盡量避免不必要的照射和降低可預(yù)見的劑量，需對(duì)與控制職業(yè)照射相關(guān)的設(shè)計(jì)、屏蔽、布置、流通模式、預(yù)期的檢修和輻射源情況進(jìn)行明確的說(shuō)明，其目的是在設(shè)計(jì)的早期階段進(jìn)行劑量評(píng)價(jià)以有效降低工作人員的預(yù)期受照。

設(shè)計(jì)中劑量評(píng)價(jià)考慮的主要操作類別包括：反應(yīng)堆運(yùn)行和監(jiān)督；維修(包括日常維修和機(jī)組大修)；在役檢查；燃料處理操作；廢物處理；其它類。針對(duì)華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)特點(diǎn)：堆芯及系統(tǒng)設(shè)計(jì)可能導(dǎo)致的部分閥門與管道數(shù)量增加；電站60年壽期和布置優(yōu)化；一體化堆頂結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)改進(jìn)；嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施福島事故后相關(guān)改進(jìn)；LBB(Leak Before Break破前漏)技術(shù)的應(yīng)用；材料與水化學(xué)控制和系統(tǒng)凈化設(shè)計(jì)改進(jìn)等進(jìn)行了專項(xiàng)劑量影響評(píng)估工作。

為系統(tǒng)全面地開展職業(yè)照射劑量評(píng)價(jià)工作，設(shè)計(jì)人員開發(fā)了華龍一號(hào)專用的劑量評(píng)價(jià)軟件ODADS/V1.0，對(duì)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋數(shù)據(jù)進(jìn)行收集、統(tǒng)計(jì)、分類和分析預(yù)測(cè)，評(píng)價(jià)結(jié)果表明預(yù)測(cè)的個(gè)人劑量最大值為進(jìn)行蒸汽發(fā)生器檢修作業(yè)的工作人員，不超過(guò)8mSv。結(jié)合華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)特點(diǎn)對(duì)相應(yīng)的操作類別考慮相應(yīng)的修正因子，評(píng)價(jià)給出的華龍一號(hào)核電廠工作人員的集體劑量為0.59人·Sv/(堆·年)。

針對(duì)事故工況下的劑量評(píng)價(jià)，由于華龍一號(hào)機(jī)組主控室實(shí)現(xiàn)雙進(jìn)風(fēng)口技術(shù)改進(jìn)并增加內(nèi)部回風(fēng)循環(huán)過(guò)濾設(shè)施后，對(duì)于考慮非過(guò)濾泄漏的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故條件，工作人員接受的劑量均低于HAD 002/01—2010規(guī)定的限值，滿足主控室的可居留性要求(30 d)。

3.5 環(huán)境排放的設(shè)計(jì)優(yōu)化

環(huán)境友好性作為三代核電輻射防護(hù)最優(yōu)化的一項(xiàng)重要指標(biāo)，在華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)和評(píng)價(jià)中得到了充分的關(guān)注與考慮。從主回路源項(xiàng)優(yōu)化起始，到三廢處理系統(tǒng)的優(yōu)化設(shè)計(jì)，再到后端的評(píng)價(jià)體系和評(píng)價(jià)方法的全面綜合考慮與優(yōu)化，華龍一號(hào)機(jī)組達(dá)到了目前主要國(guó)家和組織對(duì)于先進(jìn)壓水堆排放優(yōu)化的設(shè)計(jì)目標(biāo)[10]。

在我國(guó)國(guó)標(biāo)GB 6249—2011[6]中對(duì)于核電廠的排放量控制值、液態(tài)流出物排放濃度控制值以及公眾劑量約束值(0.25 mSv/a)給出了具體的規(guī)定，并提出了在此基礎(chǔ)上確定排放和劑量管理目標(biāo)值的規(guī)定。美國(guó)NRC的10 CFR 50附錄I[11]提出對(duì)于新建核電廠需要滿足以下的要求：壓水堆電站每臺(tái)機(jī)組對(duì)應(yīng)于氣載流出物排放的優(yōu)化劑量管理目標(biāo)值為50 μSv/a，對(duì)于一個(gè)廠址也是50 μSv/a；液態(tài)流出物排放的優(yōu)化劑量管理目標(biāo)值為30 μSv/a，廠址是50 μSv/a。在歐洲用戶文件(EUR)[12]中提出，對(duì)于包括預(yù)期運(yùn)行事件的正常運(yùn)行工況下，公眾所受的輻射影響的目標(biāo)值為每臺(tái)機(jī)組10 μSv/a，同時(shí)其還規(guī)定了新建壓水堆核電廠的氣液態(tài)流出物的排放優(yōu)化目標(biāo)值。對(duì)于英國(guó)新建核電廠址，其要求對(duì)公眾輻射影響的最優(yōu)化區(qū)間為0.02～0.3 mSv/a[13]。在綜合對(duì)比分析我國(guó)的審管要求、國(guó)際的先進(jìn)指標(biāo)等情況下，在華龍一號(hào)設(shè)計(jì)過(guò)程中確定了每臺(tái)機(jī)組10 μSv/a的優(yōu)化公眾劑量目標(biāo)值，以作為環(huán)境排放優(yōu)化的一項(xiàng)重要衡量指標(biāo)。

為了達(dá)到華龍一號(hào)機(jī)組的環(huán)境排放優(yōu)化目標(biāo)，在以下方面開展了研究和設(shè)計(jì)工作。

(1)三廢處理系統(tǒng)改進(jìn)。三廢系統(tǒng)設(shè)計(jì)中[14]，在充分應(yīng)用當(dāng)前成熟可靠的處理工藝和技術(shù)的情況下，華龍一號(hào)的三廢處理系統(tǒng)對(duì)廢液處理系統(tǒng)的離子交換單元增加了絮凝注入及活性炭吸附工藝，采用可降解防護(hù)用品替代傳統(tǒng)的防護(hù)用品并使用可降解廢物處理系統(tǒng)進(jìn)行處理，濕廢物處理采用樹脂濕法氧化工藝和濃縮液再濃縮高效水泥固化工藝等，并且提高了硼回收系統(tǒng)的處理能力以及采用了成熟的自然循環(huán)蒸發(fā)裝置等國(guó)產(chǎn)化設(shè)備。對(duì)廢液處理系統(tǒng)改進(jìn)后，采用連續(xù)注入凝聚加離子交換處理技術(shù)處理工藝排水和部分超標(biāo)的地面排水，同時(shí)也將Ag-110m污染廢液由蒸發(fā)改為該技術(shù)處理。該工藝改進(jìn)不但解決了Ag-110m廢液難處理以及蒸發(fā)處理時(shí)對(duì)蒸發(fā)單元造成污染的問(wèn)題，而且大大降低了蒸發(fā)裝置的負(fù)荷，減少了濃縮液的產(chǎn)生量。改進(jìn)后的三廢處理系統(tǒng)可以滿足我國(guó)當(dāng)前核電廠排放量與排放濃度的審管要求。

(2)排放源項(xiàng)計(jì)算的設(shè)計(jì)優(yōu)化。在華龍一號(hào)的排放源項(xiàng)研發(fā)設(shè)計(jì)的起始階段便采用了現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)與保守源項(xiàng)兩套代表不同運(yùn)行工況源項(xiàng)的開發(fā)和設(shè)計(jì)思路，這一思路很好地契合了我國(guó)審管當(dāng)局后續(xù)對(duì)于壓水堆源項(xiàng)框架體系的要求[15]。華龍一號(hào)排放源項(xiàng)的計(jì)算基于核電廠的設(shè)計(jì)，同時(shí)參考了秦山二期、福清1、2號(hào)機(jī)組等的經(jīng)驗(yàn)反饋情況，在充分借鑒成熟和受到認(rèn)可的排放源項(xiàng)計(jì)算模式和建立方法的基礎(chǔ)上，更加全面地參考了我國(guó)核電站的運(yùn)行參數(shù)和經(jīng)驗(yàn)，很好地反映出了我國(guó)壓水堆核電廠多年來(lái)的經(jīng)驗(yàn)累積以及我國(guó)對(duì)于源項(xiàng)框架體系的研究成果，并且與我國(guó)和歐美國(guó)家實(shí)際運(yùn)行的排放情況進(jìn)行了大量的對(duì)比驗(yàn)證[16]。經(jīng)過(guò)計(jì)算，華龍一號(hào)機(jī)組保守工況下的排放源項(xiàng)滿足我國(guó)國(guó)標(biāo)GB 6249—2011對(duì)于壓水堆核電廠排放量和液態(tài)流出物排放濃度控制值的要求，同時(shí)現(xiàn)實(shí)工況下的排放源項(xiàng)也要低于EUR所提出的排放優(yōu)化目標(biāo)值(見表3)，從而證明華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)滿足我國(guó)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的要求，同時(shí)也滿足目前世界上先進(jìn)的核電廠設(shè)計(jì)目標(biāo)值。

表3 華龍一號(hào)現(xiàn)實(shí)排放源項(xiàng)與EUR優(yōu)化目標(biāo)值比較

(3)全方位的輻射影響評(píng)估。在得到排放源項(xiàng)后，針對(duì)華龍一號(hào)機(jī)組首堆工程開展了全面的公眾和生物的輻射影響評(píng)價(jià)工作[14，17]，評(píng)價(jià)結(jié)果表明，華龍一號(hào)機(jī)組首堆工程2臺(tái)機(jī)組在現(xiàn)實(shí)工況下對(duì)公眾造成的輻射影響僅為2.69 μSv/a，滿足本工程所制定的公眾劑量目標(biāo)值的要求。同時(shí)在華龍一號(hào)首堆工程的執(zhí)照申請(qǐng)[14]和對(duì)應(yīng)的科研中還對(duì)水生生物、陸生生物的輻射影響也進(jìn)行了全面的研究和評(píng)估，所得到的評(píng)價(jià)結(jié)果也滿足IAEA、歐盟等所給出的生物輻射影響指導(dǎo)值的要求。為了更進(jìn)一步地評(píng)價(jià)公眾的輻射影響，針對(duì)華龍一號(hào)機(jī)組還開展了公眾嬰兒組居民通過(guò)母乳喂養(yǎng)途徑造成劑量的研究工作，按照歐美和IAEA推薦的評(píng)價(jià)方法所得出的評(píng)價(jià)結(jié)果也滿足公眾劑量目標(biāo)值的要求。

4 最優(yōu)化設(shè)計(jì)評(píng)估

根據(jù)圖1所示優(yōu)化設(shè)計(jì)策略，華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)人員依據(jù)運(yùn)行電廠的經(jīng)驗(yàn)反饋，結(jié)合機(jī)型設(shè)計(jì)特征，在輻射源項(xiàng)、輻射分區(qū)、環(huán)境排放、事故后防護(hù)與劑量評(píng)價(jià)等方面開展了全面的輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)工作。

華龍一號(hào)在設(shè)計(jì)過(guò)程中開展了較為系統(tǒng)的同類型核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋數(shù)據(jù)的收集與分析工作，形成了經(jīng)驗(yàn)反饋數(shù)據(jù)庫(kù)，內(nèi)容涵蓋了電廠運(yùn)行參數(shù)、重要的水化學(xué)參數(shù)、系統(tǒng)中的源項(xiàng)數(shù)據(jù)、廠房?jī)?nèi)場(chǎng)所劑量率數(shù)據(jù)、人員職業(yè)照射受照劑量數(shù)據(jù)、氣液態(tài)流出物源項(xiàng)數(shù)據(jù)等輻射防護(hù)最優(yōu)化設(shè)計(jì)所需的相關(guān)數(shù)據(jù)，在華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)過(guò)程中，結(jié)合運(yùn)行電廠經(jīng)驗(yàn)反饋，開展多方案比選和優(yōu)化，結(jié)合代價(jià)利益分析的結(jié)果，給出了輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)方案。

評(píng)價(jià)結(jié)果表明設(shè)計(jì)過(guò)程貫徹了“保證工作人員和公眾受到的輻射劑量，在壽期內(nèi)運(yùn)行狀態(tài)下不超過(guò)劑量限值且在事故工況下不超過(guò)可接受限值，并可合理達(dá)到的盡量低”的基本原則[3]。

華龍一號(hào)的劑量評(píng)價(jià)結(jié)果表明，職業(yè)照射和公眾照射都很好地滿足了輻射防護(hù)設(shè)計(jì)目標(biāo)，工作人員的集體劑量為0.59人·Sv/(堆·年)，對(duì)公眾造成的輻射影響僅為2.69 μSv/a。可以看出，華龍一號(hào)的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)滿足我國(guó)現(xiàn)有法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)，也達(dá)到了目前國(guó)際對(duì)先進(jìn)壓水堆的優(yōu)化設(shè)計(jì)指標(biāo)，實(shí)現(xiàn)了輻射防護(hù)最優(yōu)化設(shè)計(jì)的目標(biāo)要求，充分體現(xiàn)了三代核電的先進(jìn)特點(diǎn)。

5 確保持續(xù)改進(jìn)

核電廠的輻射防護(hù)設(shè)計(jì)是一個(gè)結(jié)合運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋和設(shè)計(jì)特征進(jìn)行反復(fù)迭代和優(yōu)化的持續(xù)改進(jìn)的過(guò)程。隨著我國(guó)在運(yùn)壓水堆核電機(jī)組運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和數(shù)據(jù)反饋情況的不斷積累，新建核電廠的設(shè)計(jì)應(yīng)當(dāng)充分汲取運(yùn)行電廠的經(jīng)驗(yàn)反饋，分析劑量趨勢(shì)，確定不斷改善的新的設(shè)計(jì)目標(biāo)，并將同類電站的良好實(shí)踐加以充分應(yīng)用。為此，隨著華龍一號(hào)機(jī)組的建設(shè)與標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計(jì)工作的不斷深入，為確保輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)的持續(xù)改進(jìn)，應(yīng)當(dāng)在如下幾個(gè)方面進(jìn)一步推動(dòng)與開展工作：

(1)進(jìn)一步收集運(yùn)行電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，開展劑量趨勢(shì)分析，比較類似電廠的類似工藝及相同操作項(xiàng)，找出良好實(shí)踐，加以總結(jié)，在設(shè)計(jì)中予以實(shí)現(xiàn)；

(2)針對(duì)能夠顯著降低輻射劑量的材料選擇、管道內(nèi)表面處理、先進(jìn)去污技術(shù)、新型過(guò)濾器、遠(yuǎn)程監(jiān)控與報(bào)警系統(tǒng)、機(jī)器人技術(shù)、設(shè)備免維護(hù)等先進(jìn)技術(shù)開展專項(xiàng)研究；

(3)加強(qiáng)設(shè)計(jì)過(guò)程中的標(biāo)準(zhǔn)化建設(shè)與知識(shí)管理，形成ALARA設(shè)計(jì)清單與準(zhǔn)則，建立數(shù)據(jù)收集系統(tǒng)，在三維設(shè)計(jì)與數(shù)字化電廠設(shè)計(jì)工作中將輻射防護(hù)優(yōu)化設(shè)計(jì)特征予以充分反映；

(4)加強(qiáng)輻射防護(hù)教育與培訓(xùn)，使設(shè)計(jì)者、管理者等不同專業(yè)與部門之間都能夠更加充分意識(shí)到設(shè)計(jì)對(duì)工作人員與公眾產(chǎn)生的輻射影響，在輻射防護(hù)風(fēng)險(xiǎn)評(píng)估與全部的設(shè)計(jì)風(fēng)險(xiǎn)之間進(jìn)行優(yōu)化。