冉文王，方 亮，呂煒楓，宮 權

（中廣核工程有限公司，深圳 518000）

符合當?shù)睾税踩O(jiān)管要求的規(guī)定是核電出海項目（尤其是旨在最小化修改規(guī)模同時保有自主知識產(chǎn)權的核電項目）的首要任務以及重要挑戰(zhàn)。由于英國擁有完善的法律體系和詳盡的規(guī)范標準，因此在華龍一號出海英國的過程中，對英國核電監(jiān)管體系的研究是確保核電監(jiān)管合規(guī)的重要步驟。

輻射防護是核電管理體系中不可或缺的一環(huán)，相關法律法規(guī)旨在規(guī)范與放射性物項相關的設計及運行活動，使公眾和工作人員因核電站全壽期內受到的劑量最小化。盡管有許多輻射防護法規(guī)針對實際運行和現(xiàn)場操作，但輻射防護仍是英國通用設計審查（Generic Design Assessment，GDA）階段的重點審評領域之一。本文主要介紹通用設計階段輻射防護監(jiān)管體系。

1 英國通用設計審查輻射防護監(jiān)管體系

通用設計審查是英國核電安全監(jiān)管中的第一個環(huán)節(jié)，由核安全監(jiān)管辦公室（Office for Nuclear Regulation，ONR）和環(huán)境署（Environment Agency，EA）共同審查。該審查具有“非明確規(guī)定”（Non-Prescriptive）的特點，即從監(jiān)管方的角度并不明確給出具體的設計要求，而是基于目標設定機制，由申請方來論證其設計如何能更好地達成目標，并符合“合理可行盡量低原則”（As Low As Reasonably Practicable，ALARP）［1］。

其中，輻射防護領域由核安全監(jiān)管辦公室運行設計組負責審查，在英國核電法規(guī)框架下［2］，主要遵循的法規(guī)為《勞動衛(wèi)生與安全法案（1974 年）》（The Health and Safety at Work Act，HSWA74）、《電離輻射條例（2017 年）》（Ionising Radiations Regulations 2017，IRR17）［3］及 其 附屬的認證實踐導則（Approved Code of Practice and guidance，ACoP）［4］，并依據(jù)安全審查準則（Safety Assessment Principles，SAPs）［5］和 相 關技術評審導則（Technical Assessment Guides，TAGs）對申請方的設計進行審查。其余相關的法規(guī)還包括英國《放射性管理規(guī)定（應急準備 和 公 眾 信 息）》［The Radiation（Emergency Preparedness and Public Information） Regulations 2019，REPPIR19］［6］及其附屬的認證實踐導則［7］，以及其他被認可的國際法規(guī)和導則，如歐盟基本安全標準條令（BSSD）、國際放射防護委員會（ICRP）及國際原子能機構（IAEA）的相關出版物。本文旨在對英國輻射防護相關法規(guī)和導則進行研究和分析。

2 英國主要輻射防護法規(guī)分析

2.1 IRR17及其附屬導則

IRR17是英國輻射防護監(jiān)管中最重要的二級法規(guī)，其規(guī)定了電離輻射工作基本原則、輻射防護設計、輻射分區(qū)、輻射風險評估、劑量和輻射監(jiān)測、放射性物質和設備管理以及工作人員職責，適用于包括核電站在內的存在人為電離輻射的工作場所以及存在天然放射性的工作場所，旨在使工作人員所受到的劑量滿足要求且符合ALARP原則。IRR17附屬的認證實踐導則（IRR17 ACoP）詳細闡釋了IRR17中的法規(guī)要求，并就如何滿足這些要求給出了詳細的指導和實踐案例，更適合設計方作為參考。

在通用設計審查階段，主要輻射防護設計相關的條款為第9條、第10條、第12條、第17條、第19條和第20條以及附表3等。

其中，第9條規(guī)定了職業(yè)照射的控制，首先提出了輻射防護分級控制（Hierarchy of Control）的概念，即優(yōu)先使用工程防護措施和設計特性降低劑量，其次使用工作方法和行政管理措施，最后使用個人防護用具。對于核電站通用設計審查來說，主要考慮的是工程防護措施與設計特性，包括輻射屏蔽設計、遠傳控制以及孔洞封堵等。在實踐中，英國核工業(yè)將其拓展為ERICPD輻射防護設計層級，即消除（Eliminate）-減少（Reduce）-隔離（Isolate）-控制（Control）-個人防護用具（PPE）-行為準則（Discipline），并在實際的設計和監(jiān)管中遵循該層級。第10條規(guī)定了個人防護用具的使用和記錄要求。第12條及附表3給出了對不同人群的劑量限值要求。其與我國《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB 18871—2002）［8］中的限值對比情況見表1?？梢钥闯?，兩國法規(guī)的唯一區(qū)別在于工作人員的眼晶體劑量限值。英國法規(guī)在2017年升版時采納了IAEA發(fā)布的最新國際基本安全標準（IBSS）中的建議，將眼晶體劑量限值由150 mSv調整至20 mSv。雖然我國尚未同步更新GB 18871—2002中的眼晶體劑量限值，但相關適應性研究和優(yōu)化已在國內核電領域廣泛展開，總體上該限值可通過一定的工程控制、管理和監(jiān)測方面的優(yōu)化實現(xiàn)［9，10］。英國華龍一號也將20 mSv作為眼晶體的劑量限值［11］。第 17條、第 19條和第 20條分別規(guī)定了輻射控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)的設計、運行以及監(jiān)測等相關要求。與GB 18871—2002中規(guī)定的5 mSv不同，英國IRR 17中是以年有效劑量6 mSv作為輻射控制區(qū)設計以及個人監(jiān)測的邊界值。年有效劑量超過6 mSv的工作人員在英國被定義為分級人員（Classified Persons），對該類人員的劑量檢測、工作流程和管理都有特定的要求。認證實踐導則中給出的建議——輻射控制區(qū)場所劑量率下限為7.5 μSv/h，也高出了《壓水堆核動力廠廠內輻射分區(qū)設計準則》（NB/T 20185—2012）［12］中 規(guī) 定 的 2.5 μSv/h。從有效劑量和場所劑量率兩個方面，我國的規(guī)定都比英國規(guī)定更加嚴格，因此沿用國內設計即可滿足GDA的審查要求。在英國核工業(yè)實踐中，塞茲韋爾B（Sizewell B）項目控制區(qū)邊界劑量率限值為3 μSv/h，欣克利角C 項目預計使用7.5 μSv/h作為輻射控制區(qū)邊界劑量率限值。兩國統(tǒng)一使用1 mSv年有效劑量作為監(jiān)督區(qū)邊界劑量率限值。

表1 中英劑量限值對比Table 1 Comparison between Chinese and UK’s dose limits

除上述條例外，法規(guī)第14條要求所有電離輻射相關工作開展前必須由合適的輻射防護顧問（Radiation Protection Advisor，RPA）進行評估和指導。輻射防護顧問是英國職業(yè)健康與安全法規(guī)中的特有要求，與其對應的還有常規(guī)安全顧問。輻射防護顧問是經(jīng)過一系列評估認證的個體或機構，并受英國國家認可。其工作性質類似于GB18871—2002中規(guī)定的輻射防護負責人，但我國目前尚無完善的配套認證制度和注冊體系，實踐中缺乏可操作性。

2.2 REPPIR19及其導則

REPPIR19規(guī)定了輻射事故應急框架、災害風險評估、應急計劃以及信息披露等要求，主要涉及核設施運營方以及當?shù)卣囊蠛拓熑?。在通用設計階段，與輻射防護設計最相關的條例為第18條，其規(guī)定了工作人員應急照射相關水平。根據(jù)英國健康與安全執(zhí)行局內部導則［13］，工作人員的應急照射水平包括：有效劑量100 mSv；皮膚當量劑量1000 mSv；眼晶體當量劑量300 mS；為搶救生命所受全身最大有效劑量500 mGy；為搶救生命所受全身最大皮膚當量劑量5000 mGy。

該內部導則尚未與REPPIR19同步更新，但根據(jù)英國核工業(yè)實踐，目前幾個主要堆型仍然依照該要求進行工作人員事故后可接近性與可居留性評估。與GB 18871—2002中規(guī)定相比，英國要求的應急照射水平比國內的監(jiān)管要求更為寬松。

2.3 SAPs及其導則

安全審查準則和相關技術評審導則均為ONR針對核設施、輻射防護和放射性廢物管理頒布的內部指導文件。其中安全審查準則用于指導安全分析案例的審評；技術評審則為審查準則提供進一步的說明，為ONR在核安全監(jiān)管決策過程中提供支持。但是，并非所有SAPs和TAGs中的要求都具有強制性，且這些要求也不足以用作核電廠設計或運行標準。在評審過程中，只要申請方的設計滿足了設計目標且在法律框架內，即使設計方案與SAPs和TAGs的規(guī)定有差異，在證明其設計是ALARP后，也可以通過審查。這也體現(xiàn)了英國核電監(jiān)管的主觀性和“非明確規(guī)定”的特點。

在SAPs中，與輻射防護相關的總體要求主要有七條（RP.1-RP.7）：

第1條和第2條要求申請方提供足夠的防護措施降低工作人員在正常運行以及事故工況下所受劑量，包括職業(yè)照射預評估、事故后可接近性評估以及臨界監(jiān)測等；

第3條規(guī)定了輻射分區(qū)的劃分和進出控制要求，總體與IRR17中的要求保持一致；

第4條和第5條規(guī)定了污染控制和去污要求，包括表面污染和氣載污染，主要通過通風設計、污染分區(qū)和進出控制以及監(jiān)測設計實現(xiàn)；

第6條要求申請方在正常運行和事故工況下提供足夠輻射屏蔽措施以盡可能降低工作人員所受劑量；

第7條規(guī)定申請方需要建立符合要求的輻射控制層級，這點與本文2.1中提到的IRR17的要求一致。

TAG-002輻射屏蔽［14］以及 TAG-038輻射防護［15］細化了上述七條輻射防護總體審評原則，除前文提及的要求以外，部分重點內容總結如下：

（1） TAG-002明確屏蔽應作為劑量降低措施中的重要一環(huán)，與距離和時間控制等其他防護策略整體考慮，使得工作人員和公眾所受的劑量達到ALARP的水平，申請方需對劑量進行整體的ALARP論證。同時，屏蔽設計應考慮到運行工況以及壽期對屏蔽體以及源項的影響，確保其在不同情況下的屏蔽效果。

（2） TAG-002中給出了液體和固體屏蔽的設計要求和特點，強調慎重使用含鉛屏蔽材料。

（3） TAG-002中強調貫穿件屏蔽應仔細評估以確保工作人員不會受到過量照射。

（4） TAG-002明確屏蔽計算的審查中應充分考慮源項和幾何輸入的合理性，以及計算程序的驗證和不確定度分析。

（5） TAG-038明確了受英國監(jiān)管方認可的國際法規(guī)和良好實踐，主要包括來自ICRP和IAEA的輻射防護相關導則。

（6） TAG-038明確了論證放射性源項最小化的要求。

從TAGs的內容可以看出，英國監(jiān)管方雖然沒有明確提出設計限值，但對許多設計過程和假設提出了非常細致的考慮和要求。這些考慮和要求直接影響了審評官，從而對申請方闡釋輻射防護設計理念、職業(yè)照射控制水平以及屏蔽計算過程提出了較高的要求。

3 輻射防護數(shù)值目標

為評估和限制新建核設施給工作人員和公眾帶來的放射性風險，ONR在SAPs中提出了數(shù)值目標（Numerical Targets）的設計概念，制定了9個與人員死亡風險相關聯(lián)的輻射防護數(shù)值目標。根據(jù)《降低風險保護人民》（Reducing risks，protecting people，R2P2）［16］中 的 人 員 死亡風險接受水平（工作人員可接受死亡風險為1.0×10-3/a，公眾可接受死亡風險為1.0×10-4/a；所有人員的目標風險為1.0×10-6/a），每個目標對應分為基本安全水平（Basic Safety Level，BSL）和基本安全目標（Basic Safety Objective，BSO），要求新建核設施論證其設計至少滿足目標中的BSL，并盡可能地靠近或者超越BSO。其中，數(shù)值目標1～3針對正常運行工況，數(shù)值目標4～9針對事故工況。

3.1 正常運行工況數(shù)值目標

數(shù)值目標1和數(shù)值目標2從個人和工作組兩個維度給出了廠內工作人員的輻射風險目標值（見表2）。其中輻射工作人員年有效劑量限值BSL（LL）與IRR17以及GB 18871—2002中保持一致，等效于8.0×10-4/a的死亡風險。其他工作人員為核電廠內非輻射工作人員，包括僅在辦公區(qū)域的文職人員、食堂員工或檔案管理員等。工作組指執(zhí)行同一類操作的工作人員的集合，其數(shù)值目標設定為數(shù)值目標1的1/2。

表2 數(shù)值目標1和數(shù)值目標2Table 2 Numerical targets 1 & numerical targets 2

在國內核電項目個人劑量和集體劑量論證的基礎上，數(shù)值目標1和數(shù)值目標2細化了廠內工作人員的分類和劑量要求。申請方需要提供涵蓋所有高輻射風險人群和高風險操作的職業(yè)照射評估過程，證明其設計至少可以滿足BSL（LL）并盡可能地靠近BSO的水平。劑量評估應包含所有主要照射路徑，且評估假設的保守性與合理性以及結果的不確定度都會被審查［17］。

數(shù)值目標3是針對正常運行工況下由廠址內核設施或者向環(huán)境釋放的放射性物質引起的公眾人員的輻射風險（見表3）。雖然BSL值與IRR17中規(guī)定的公眾年有效劑量限值保持一致，等效于5.0×10-5/a的死亡風險，但若相鄰區(qū)域存在多個廠址，則每個廠址的BSL需限制在0.3 mSv，以確保IRR17中的限值不被突破。BSO值0.02 mSv等效于1.0×10-6/a的死亡風險，與R2P2中目標值保持一致。

表3 數(shù)值目標3Table 3 Numerical target 3

數(shù)值目標3的評估需要考慮所有可能的照射路徑，包括氣液態(tài)流出物排放所致劑量以及核設施直接照射所致劑量，前者由EA主導審查，后者由 ONR 主導審查［17］。

我國《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB 6249—2011）［18］中規(guī)定廠址向環(huán)境釋放的放射性物質對公眾造成的劑量約束值為0.25 mSv，該值雖然低于BSL，但目前國內實踐中該劑量約束值不考慮直接照射對公眾的影響，需要在評估時增加這一部分的貢獻。

3.2 事故工況數(shù)值目標

事故引起的放射性后果是衡量核設施安全性能的重要指標。我國現(xiàn)有的評價體系主要側重事故工況下公眾輻射劑量，而英國審評中增加了對工作人員的要求，并將輻射劑量與概率結合起來，提出了放射性風險數(shù)值目標4至數(shù)值目標9。

數(shù)值目標4規(guī)定了不同頻率的設計基準事故廠內和廠外的輻射劑量目標值（見表4）。

表4 數(shù)值目標4Table 4 Numerical targets 4

對于公眾，GB 6249—2011中要求在稀有事故時所受有效劑量低于5 mSv，在極限事故時所受有效劑量低于100 mSv。由于兩國對設計基準事故頻率劃分不完全一致，無法進行嚴格的比較，但總體來說，我國對設計基準事故廠外放射性后果的要求要略嚴于數(shù)值目標4中的BSL。

數(shù)值目標5～9從概率安全分析的角度提出了事故工況下工作人員和公眾的輻射防護風險目標。其中，數(shù)值目標5和數(shù)值目標6針對廠內工作人員（見表5），數(shù)值目標7至數(shù)值目標9針對廠外公眾（見表6）。

表5 數(shù)值目標5和數(shù)值目標6Table 5 Numerical targets 5 & numerical targets 6

表6 數(shù)值目標7至數(shù)值目標9Table 6 Numerical targets 7- numerical targets 9

數(shù)值目標5限制了工作人員在核設施內工作因所有事故引起輻射致死風險的總和，其值設定為扣除正常運行工況下致死總風險的余量的1/2。數(shù)值目標6限制了引起不同后果的事故頻率，避免出現(xiàn)頻率較高的高風險事故。在兩者的評價中，需要重點考慮工作人員位置、事故源項、工作人員響應行動（包括撤離和事故緩解）及所需時間等假設，并確保評估中所用假設是合理可行的［19］。根據(jù)周靜等人對典型壓水堆核電廠廠內工作人員輻射風險的分析，數(shù)值目標5和數(shù)值目標6的要求均可以滿足。

數(shù)值目標7～9結合三級概率安全分析與廠外放射性后果評價，給出了事故工況下公眾的致死風險目標。數(shù)值目標7與數(shù)值目標5設定值一致，兩者均根據(jù)R2P2中的死亡風險要求結合正常運行工況下的風險給出。考慮到氣候條件，剛剛滿足數(shù)值目標8中BSL的核設施帶來的致死風險約為2.0×10-5/a，滿足R2P2中的要求。數(shù)值目標9描述的是重大的社會風險，旨在指導應急計劃以及判斷是否需要更詳盡的安全分析。數(shù)值目標7～9的評價需基于最佳估算方法，并考慮源項分布、釋放模型、大氣彌散狀況等與廠址密切相關的假設以及使用合理劑量評估模型［19］。也正因如此，目前尚未有堆型給出完整的分析結果。

與國內概率安全分析評價中注重的堆芯損壞頻率和放射性物質大規(guī)模釋放頻率不同，數(shù)值目標5～9進一步延伸，直接將人員的死亡風險作為目標，更直觀地反映新建核設施對社會的影響。在英國通用設計評審中，也是以這五個數(shù)值目標作為概率安全分析評價的重要參考。

4 UK HPR1000 GDA輻射防護審評實踐

華龍一號通用設計審查輻射防護安全分析案例［11］基本按照2.3節(jié)提到的七條原則編撰，并結合IRR17以及審評過程中的要求進行補充。ONR主要對該安全分析案例的支撐性文件進行審查，對于屏蔽設計部分，由于涉及大量計算，ONR委托英國本土的技術支持（Technical Support Contractor，TSC）對屏蔽軟件、計算過程和結果進行了詳細的審查。在審評過程中，產(chǎn)生了三個審評重要問題（Regulatory Observation）：公眾直接照射劑量評估、職業(yè)照射評估優(yōu)化以及屏蔽設計。

與中國相比，英國核電廠廠址普遍更小且與周邊公用區(qū)域和道路距離很近，因此英國審評方十分關注核電廠中放射性物質對公眾產(chǎn)生的直接照射，該值也構成數(shù)值目標3中的一部分。直接照射的評估與廠內源項分布以及廠區(qū)總圖與邊界設計直接相關，也影響到輻射環(huán)境監(jiān)測點的設置。

基于良好的源項控制和運行，英國目前在運壓水堆Sizewell B的集體劑量在世界范圍內屬于較優(yōu)水平，為英國的新建核電職業(yè)劑量評估設立了標桿。審評方要求英國華龍一號提供詳盡的評估過程，論證個人劑量和集體劑量均已達到了ALARP的水平，并與Sizewell B無明顯差距。由于參考電站華龍一號尚無運行數(shù)據(jù)，論證主要基于相似電站的經(jīng)驗反饋，考慮改進項帶來的劑量影響以及對高風險項操作的優(yōu)化，通過理論結合計算的方式得到最終預估的個人劑量以及集體劑量值。

屏蔽設計審查由TSC主導開展，TSC有豐富的屏蔽計算實踐以及人力資源支持，因此審查十分詳盡。其范圍包括：前端的屏蔽與源項軟件驗證與確認；核素選擇、源項以及能群處理等前端輸入；屏蔽計算點選取、幾何簡化以及建模假設，點核積分算法和蒙特卡洛算法的選用以及不確定度分析和處理等。對于屏蔽計算中出現(xiàn)的所有假設，均需要給出合理的解釋或者出處證明其適用性。以外，TSC還要求提供3～5組實際的計算案例包，用以進行獨立驗算以求復現(xiàn)申請方結果。在屏蔽計算之外，還特別關注貫穿件屏蔽的設計以及屏蔽設計最優(yōu)化論證。在通用設計階段，建立了貫穿件屏蔽設計以及屏蔽設計優(yōu)化方法論和程序，用以指導隨設計深化產(chǎn)生的持續(xù)改進。

在GDA階段，上述問題均通過經(jīng)驗反饋與理論計算結合的方法，與英國審評方達成一致。設計成果更加完善了華龍一號的輻射防護設計，擴充了設計的適用性。

5 結論

總體來說，華龍一號輻射防護設計基本符合英國法規(guī)以及通用設計審查中的頂層要求，兩國在輻射防護設計頂層邏輯上無根本性差異。

從審評角度看，除本地化要求外，英國輻射防護審評還十分注重設計理念的連貫性和嚴謹性、輸入?yún)?shù)及假設的溯源以及設計和計算結果的可靠性論證。通過這些維度，可以全面了解申請方對自身堆型設計的掌控能力以及設計能力，從而對申請方的水平有一個總體的判斷。

從設計角度看，可從以下四個方面借鑒并完善華龍一號輻射防護設計體系：

（1） 加強屏蔽計算管理，定期回顧國際上劑量學最新研究成果，確保每一個計算假設和輸入有據(jù)可查且具有時效性；完善計算結果的保守性和不確定性分析，提高對計算結果的掌控。

（2） 完善輻射防護ALARP論證，在分區(qū)、屏蔽、源項以及監(jiān)測等每個設計環(huán)節(jié)增加ALARP分析閉環(huán)，最終落腳到職業(yè)照射和公眾照射水平的ALARP論證上。

（3） 增加廠區(qū)內和廠區(qū)周邊的直接照射論證，增加堆型設計對不同大小廠址的適用性以及輻射防護設計的靈活性。

（4） 延伸放射性后果評價，由事故頻率拓展至人員的輻射劑量和死亡風險，更直觀地反映核電廠的輻射風險。

同時，英國輻射防護法規(guī)和導則中還包含了大量輻射防護運行相關的規(guī)定，比我國法規(guī)中的規(guī)定更加細致且具有本地化的特點；運營電廠中污染控制、進出控制以及輻射防護實踐和我國也有較大差異，且從塞茲韋爾B核電廠的經(jīng)驗反饋來看，取得了很好的輻射防護效果。因此，華龍一號為致力落地英國，需提前布局對運行相關的輻射防護規(guī)定和運行實踐進行符合性分析，并與英國當?shù)毓毯洼椛浞雷o顧問建立聯(lián)系，了解本地運行管理方法，從而減少后期對基礎設計的修改。