张红敏
【摘 要】分析了三门核电放射性气溶胶的潜在来源,介绍了放射性气溶胶的监测方案及方法,在对工作场所气溶胶污染水平进行监测和对人员可能接受的放射性物质的摄入量进行评估之后,提出了放射性气溶胶内照射的防护措施和建议. 【期刊名称】《辐射防护通讯》
【年(卷),期】2018(038)002
【总页数】4页(P16-19)
【关键词】放射性气溶胶;内照射;核电站;防护
金属净洗剂【作 者】张红敏
【作者单位】三门核电有限公司 ,浙江三门 ,317112
【正文语种】中 文
【中图分类】橡塑模具TL75+2
0 引言
压水堆核电厂气载放射性物质主要包括放射性气溶胶、放射性碘和放射性惰性气体。放射性气溶胶在核电厂正常运行、停堆及退役的整个过程中都会产生，是造成核电厂工作人员内照射危害的主要来源[1]。
1 核电厂放射性气溶胶及其来源
放射性气溶胶分为天然放射性气溶胶和人工放射性气溶胶。核电厂在正常运行，反应堆一回路边界无泄漏时，内部大气环境中的放射性气溶胶是由氡、钍子体组成的天然放射性气溶胶[2]。它的浓度取决于厂房内部材料，通常浓度很低且处于平衡状态。 核电厂在进行一回路开口作业或发生一回路泄露事故时，冷却剂挥发后，在管道、设备上留下沉积的放射性颗粒或者放射性活化的浮尘，经过气流的吹扫后进入空气中，或者它们
的带电粒子吸附到空气中的气溶胶微粒上，形成放射性气溶胶[3]，这是核电厂中放射性气溶胶的主要来源。此外，对放射性物品进行机加工(如打磨、焊接等)，也会产生放射性气溶胶。
总之，核电厂放射性气溶胶主要源自堆芯及一回路管道中各种裂变子体及其衰变子体、以及各类腐蚀活化产物。根据《三门核电一期工程1&2号机组最终安全分析报告》[4]中给出的辐射控制区内气载放射性核素种类，以20 mSv年剂量限值导出的三门核电辐射控制区内部分气载放射性核素吸入年摄入量限值及其导出空气浓度(DAC)列于表1。
出于安全考虑，三门核电在潜在污染核素51Cr、54Mn、60Co、110mAg、124Sb、131I、133I、134Cs、137Cs等中选择毒性最大的60Co作为放射性气溶胶的参考核素。因此，对于未知核素的放射性气溶胶，基于保守决策并取整：
1 DAC未知核素=300 Bq/m3
(1)
这个数据用于场所放射性气溶胶活度浓度水平的初步判断(详见2.2节)。
2 三门核电放射性气溶胶调查及评估
为了解控制区内放射性气溶胶的状况和潜在危害，在1、2号机组装料后，需对控制区可能存在放射性气溶胶的场所进行监测，这种是常规监测。同时，对于一回路相关系统开口作业，切割、打磨放射性零部件等作业，操作大量放射性物质的场地以及存在潜在严重空气污染的工作场所，也需对放射性气溶胶进行监测，这种是任务相关监测。
2.1 放射性气溶胶监测
常规监测点主要针对控制区内存在潜在放射性气溶胶污染风险的区域，如污染区域或存在地坑的房间/区域。计划在1、2号机组正常运行期间对一回路取样间、轨道小车间/过滤器存放间、废液监测箱C房间、除盐床/过滤器吊装区、燃料操作区进行常规气溶胶污染水平监测。同时，大修期间，在进行放射性开口作业，打磨切割放射性相关材料等工作时，也进行放射性气溶胶监测。
监测的方法为取样监测和连续监测。取样监测适用于常规监测，使用取样器，在不同的运行阶段进行区域取样监测。连续监测适用于空气污染水平较高且有可能发生急剧变化的场所或工作区域。
表1 三门核电辐射控制区部分放射性核素 吸入年摄入量限值及其导出空气浓度核素吸入年摄入量限值ALI(Bq)导出空气浓度DAC(Bq/m3)51Cr5.5×1082.3×105 54Mn1.3×1075.5×10356Mn1.5×1086.4×10459Fe5.7×1062.4×10360Co6.9×1052.9×10288Rb1.2×1095.0×10590Sr1.3×1055.5×10195Zr8.0×1063.3×10395Nb1.2×1075.2×103110mAg1.7×1066.9×102124Sb3.3×1061.4×103131I1.8×1067.5×102132I1.0×1084.2×104133I9.5×1064.0×103135I4.3×1071.8×104134Cs2.1×1068.7×102137Cs3.0×1061.2×103138Cs4.3×1081.8×105140Ba2.0×1078.3×103140La1.8×1077.6×103
1) 对于未知粒径的核素，默认粒径为5 μm。
2.2 放射性气溶胶水平及摄入量评估
在进行工作场所放射性气溶胶评估时，首先需要进行场所筛查评估，对工作场所进行取样，使用便携式表面污染监测仪对样品进行测量来初步确定工作场所气溶胶的污染水平。
气浮刮渣机
网络大容量存储空间对于CoMo170进行的场所筛查，使用式(2)进行气溶胶浓度估算：
气溶胶浓度
式中，n为CoMo170的净计数率，s-1；170为CoMo170的探测器面积，cm2；Rβ为CoMo170的表面活度响应因子，cm2/(s·Bq)；V为取样体积，m3；Cp为气溶胶的采集效率；300为1 DAC参考核素60Co的活度浓度，Bq/m3。
参照核行业标准《压水堆核动力厂厂内辐射分区设计准则》[5]，设定如表2所列的标准，定性的描述工作现场气溶胶污染水平。
5460a
表2 放射性气溶胶浓度对应的污染水平浓度放射性气溶胶污染水平<0.1?DAC不存在污染 0.1?DAC～1?DAC存在轻微污染1?DAC～10?DAC存在污染 >10?DAC存在严重污染
数字模型当估算结果小于0.1?DAC时，认为不存在空气污染；当估算结果为0.1?DAC～0.3?DAC时，需进行调查；当估算结果大于0.3?DAC时，需α、β计数器进行确认，当结果仍大于0.3?DAC时须使用γ谱仪进行核素分析，并对工作人员进行摄入量评估。设定0.3?DAC的依据是辐射控制区(工作人员在此区域工作一年所接受到的剂量可能会超过5 mSv )要求，在0.3?DAC的区域工作1 a，所接受到的内照射剂量为6 mSv，这同时也是对标Vogtle电站得到的。核素分析对于半衰期较小(如<30 min)的核素，不用考虑防护，对于半衰期较大且毒性较大的核素，应根据γ谱的数据进行复核计算。
3 放射性气溶胶内照射防护
AP1000机组在设计上已经考虑了气载放射性核素的最小化，正常运行时限制了控制区内人
员受照的平均和最大的气载放射性水平在规定的限值内[4]。并且提供了HVAC系统(加热、通风及空调系统)对厂房空气进行通风及净化以限制厂址边界放射性气溶胶的排放在可接受的水平。在三门核电一期工程1&2号机组最终安全分析报告中，依据一定的假设(0.25%燃料破损率)和其他参数，计算出安全壳厂房气溶胶最大活度浓度(正常净化)为444 Bq/m3，辅助厂房气溶胶活度浓度为777 Bq/m3。在此基础上，三门核电还采取了以下措施。
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