核電站輻射源項(xiàng)控制

核電站的輻射源項(xiàng)控制一、壓水堆核電站的輻射源項(xiàng)一般情況下，壓水堆核電站80%以上的劑量來自換料大修（表12.3-1為歷年來電站大修劑量與年劑量的比較）。一方面，大修劑量與檢修的工作量、設(shè)備的輻射水平、工期以及參與大修的人數(shù)有關(guān)，大修期間核島設(shè)備檢修項(xiàng)目集中，檢修人員受照劑量構(gòu)成了年劑量的主要部分。另一方面，從輻射防護(hù)的角度看，在正常運(yùn)行條件下中子、16N和裂變產(chǎn)物所產(chǎn)生的照射劑量份額不足10%，主要是機(jī)組功率運(yùn)行時(shí)工作人員進(jìn)入反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)處理異常工況所受到的照射，這部分劑量與機(jī)組核島設(shè)備的狀態(tài)密切相關(guān)；其余90%左右的劑量是來自腐蝕活化產(chǎn)物，大部分產(chǎn)生在機(jī)組換料大修。在這部分劑量中放射性核素和58Co的貢獻(xiàn)占八成左右，主要與機(jī)組一回路及相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備的材料有關(guān)。1.1中子和裂變產(chǎn)物維持反應(yīng)堆正常運(yùn)行，就離不開中子的存在。盡管在工程設(shè)計(jì)上對(duì)中子已采取了足夠的屏蔽，在核電站正常運(yùn)行期間，它仍是對(duì)工作人員輻射照射的不可忽視的來源。在反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)，除外環(huán)廊的中子輻射水平極低外，其余區(qū)域和房間的中子輻射強(qiáng)度與距反應(yīng)堆堆芯的距離呈反比，與反應(yīng)堆功率呈正比。裂變產(chǎn)物對(duì)人員的危害相對(duì)較小，一方面它們絕大部分被包容在燃料組件內(nèi)，僅有部分惰性氣體、氚和碘進(jìn)入一回路冷卻劑，而且從一回路泄漏并進(jìn)入反應(yīng)堆廠房的這類放射性氣體和揮發(fā)物非常有限，加之機(jī)組運(yùn)行期間工作人員進(jìn)入反應(yīng)堆廠房的次數(shù)和滯留時(shí)間都很有限，因此，它們對(duì)人員的影響可以忽略不計(jì)；二是停堆后，大部分裂變產(chǎn)物因其壽命短而很快衰變掉，剩余部分的絕大多數(shù)在一回路打開之前經(jīng)相關(guān)控制系統(tǒng)和設(shè)備送至廢物處理系統(tǒng)，極少的一部分經(jīng)稀釋后排入環(huán)境。當(dāng)燃料組件有破損時(shí)，進(jìn)入一回路中的裂變產(chǎn)物會(huì)明顯增加。根據(jù)核電站的運(yùn)行規(guī)程，當(dāng)燃料破損并使一回路中的惰性氣體和碘的比活度達(dá)到一定量時(shí)，必須將機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)后撤乃至停堆，這樣也就限制了它們對(duì)工作人員和環(huán)境的影響。進(jìn)入一回路的一些裂變產(chǎn)物，如137Cs和134Cs等很容易被專設(shè)的凈化裝置去除掉，因此，它們對(duì)工作人員的影響也是微不足道的。1.2腐蝕活化產(chǎn)物壓水堆機(jī)組的建造材料大都具有良好的耐腐蝕性能，但由于一回路冷卻劑對(duì)材料的浸潤(rùn)表面非常大，即使腐蝕速率很低，腐蝕產(chǎn)物的總量仍然相當(dāng)可觀。根據(jù)美國(guó)西屋公司對(duì)不銹鋼和因科鎳（Inconel）—600等材料的實(shí)驗(yàn)結(jié)果進(jìn)行的推算，一個(gè)功率為100萬千瓦的壓水堆機(jī)組，在投產(chǎn)后第一個(gè)運(yùn)行周期一回路腐蝕產(chǎn)物的累積釋放量為50~70Kg，以后每年約在30~50Kg左右。如此大量的腐蝕產(chǎn)物一旦經(jīng)堆芯中子輻照將變?yōu)榛罨说母g產(chǎn)物，其比活度正比于在堆芯的駐留時(shí)間。1克60Co的放射性活度可達(dá)42TBq，控制建造材料中鈷的雜質(zhì)含量，特別是減少司特立合金的使用量對(duì)降低（尤以60Co為主的）輻射水平尤為關(guān)鍵。壓水堆核電站大量采用鎳基合金材料，腐蝕產(chǎn)物中絕大部分是鐵和鎳。一般來說58Co的產(chǎn)量為最高，但其半衰期只有71天，很快就可達(dá)到產(chǎn)衰平衡，加上凈化系統(tǒng)的在線運(yùn)行，在壓水堆各系統(tǒng)和設(shè)備上積累的量有限，對(duì)輻射場(chǎng)的貢獻(xiàn)不及60Co，特別是不易在設(shè)備上形成有累積效應(yīng)的輻射“熱點(diǎn)”。因部分設(shè)備建造材料上的差異，各核電站之間腐蝕活化產(chǎn)物的放射性核素組成也不盡相同。德國(guó)在20世紀(jì)90年代前生產(chǎn)的主泵，其軸承中使用了金屬銻。結(jié)果，凡是采用了這類主泵的核電站都會(huì)遇到大量的122Sb和124Sb問題。停堆過程中，它們?cè)谝换芈分械谋然疃缺?8Co要高得多。作為一種新型的控制棒材料，銦-銀-鎘已被大多數(shù)壓水堆核電站所采用。其中的109Ag經(jīng)活化就成為放射性的110mAg，一旦控制棒因制造和運(yùn)行質(zhì)量上的問題而產(chǎn)生破損，它就會(huì)進(jìn)入一回路冷卻劑并到達(dá)所有與冷卻劑相接觸的管道和設(shè)備的內(nèi)壁。由于其半衰期較長(zhǎng)和高輻射強(qiáng)度，110mAg在一些電站已經(jīng)成為職業(yè)照射的重要源項(xiàng)。二、

輻射源項(xiàng)控制的一般方法2.1中子和裂變產(chǎn)物的控制中子和裂變產(chǎn)物是反應(yīng)堆維持正常運(yùn)行的直接和必然的產(chǎn)物，其產(chǎn)額與堆的運(yùn)行功率成正比。但只要屏蔽設(shè)計(jì)和設(shè)備的布局合理，就可避免或最大限度地減少對(duì)工作人員的照射。一旦停堆，中子的輻射風(fēng)險(xiǎn)就幾乎不存在了?？刂屏炎儺a(chǎn)物的最好辦法是保持各道屏障的完整性，特別是燃料包殼。這樣可以基本上將其限制在燃料組件內(nèi)，只有部分氚及易揮發(fā)和不溶于水的少量裂變產(chǎn)物，如碘和惰性氣體能夠進(jìn)入冷卻劑。這部分放射性物質(zhì)在一回路內(nèi)對(duì)人員的外照射風(fēng)險(xiǎn)可以忽略不計(jì)，僅有少量會(huì)從密封不嚴(yán)的設(shè)備泄出，成為人員內(nèi)照射的潛在污染源。2.2腐蝕活化產(chǎn)物的控制1.減少材料中的鈷雜質(zhì)核素60Co是核電站最重要的輻射源項(xiàng)之一，因此，對(duì)它的控制越來越受到人們，特別是核電站的輻射防護(hù)運(yùn)行和設(shè)計(jì)人員的重視。對(duì)于早期的核電站，鈷基合金如司特立當(dāng)時(shí)被認(rèn)為是最合適的耐磨損材料而被大量采用。據(jù)統(tǒng)計(jì)，到1989年底，美國(guó)輕水堆核電站累積的職業(yè)照射為6642人.Sv，約有5154人.Sv的劑量可能來自于60Co，這其中約4640人.Sv（占90%）的劑量是由于使用了鈷基合金而產(chǎn)生的。人們?cè)谶x擇鈷基合金時(shí)還忽略了一點(diǎn)，就是鈷基合金盡管耐磨損性較好，但它在堆內(nèi)的腐蝕和損失率卻比不銹鋼和鎳基合金大得多。在總結(jié)以往經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，核電站設(shè)計(jì)和生產(chǎn)廠家都已十分重視減少鈷基合金的使用，包括控制一般建造材料中鈷雜質(zhì)的含量。也有些電站通過減少使用鈷基合金材料來降低輻射水平。2.改善一回路的介質(zhì)環(huán)境在一定的介質(zhì)環(huán)境下，當(dāng)冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物濃度未達(dá)到平衡時(shí)，設(shè)備內(nèi)表面的外層氧化膜將不斷溶解，并隨冷卻劑轉(zhuǎn)移到堆芯內(nèi)外的設(shè)備表面。一旦冷卻劑的pH值或溫度發(fā)生了變化，并使腐蝕產(chǎn)物濃度超過該條件下的平衡值，已溶解或呈離子態(tài)的腐蝕產(chǎn)物就會(huì)變成懸浮粒子沉積在金屬表面，或繼續(xù)隨冷卻劑流動(dòng)。反之，沉積的腐蝕產(chǎn)物由于平衡濃度被破壞又可被重新溶解并進(jìn)入冷卻劑，直到建立新的溶解—沉積平衡。鐵、鎳和錳等金屬是一回路結(jié)構(gòu)材料的主要成分。因此，腐蝕產(chǎn)物也主要由它們組成。當(dāng)溶液呈酸性、中性或弱堿性時(shí)，腐蝕產(chǎn)物的溶解度隨溫度增加而減少，即負(fù)溫度溶解度。壓水堆機(jī)組一回路的pH值多選擇在6.9~7.4（300oC）范圍內(nèi)，冷卻劑呈中性或弱堿性，在此環(huán)境下，堆芯內(nèi)沉積的腐蝕產(chǎn)物不易遷移到堆外的設(shè)備上，這對(duì)保持這些設(shè)備的“清潔”和低輻射水平是有利的。3.提高一回路的凈化能力壓水堆的化學(xué)與容積控制系統(tǒng)（RCV）是一回路源項(xiàng)控制的重要工具。由于受該系統(tǒng)除鹽床的溫度限制，冷卻劑的下泄流量不能隨意上調(diào)，也就使其對(duì)一回路的凈化效率十分有限。從減少輻射源項(xiàng)的角度講，有兩個(gè)措施能提高其凈化能力，一是加大RCV系統(tǒng)的下泄流量，二是減小其前置過濾器的孔徑。對(duì)于已投產(chǎn)運(yùn)行的機(jī)組，不大可能做增加下泄流量改造的大手術(shù)。但可通過對(duì)一部分設(shè)備的改動(dòng)和修改現(xiàn)行的運(yùn)行規(guī)程增加下泄流量。下泄流量增大后，一是可以縮短大修時(shí)對(duì)一回路冷卻劑的凈化時(shí)間，這對(duì)提高電站的經(jīng)濟(jì)效益是直接有關(guān)的；二是在單位時(shí)間內(nèi)降低了腐蝕活化產(chǎn)物對(duì)一回路的沾污風(fēng)險(xiǎn)。大亞灣核電站在其第五、六運(yùn)行周期中實(shí)施了增加大修停堆后機(jī)組下泄流量的設(shè)備改造，結(jié)果其實(shí)際值從近10m3/小時(shí)增加到20m3/小時(shí)之多，在滿足放化控制標(biāo)準(zhǔn)的前提下大大縮短了氧化運(yùn)行后的凈化時(shí)間，同時(shí)也減小了設(shè)備內(nèi)表面被再污染的風(fēng)險(xiǎn)。4.去污在檢修前對(duì)設(shè)備或部件進(jìn)行去污可降低其劑量率，從而減少對(duì)人員外照射的風(fēng)險(xiǎn)，另一方面也可減小人員體表和體內(nèi)的沾污幾率，這一技術(shù)早已為核工業(yè)廣泛采用。相對(duì)來講核電站對(duì)系統(tǒng)（一個(gè)或若干個(gè)）或無法拆除的大型設(shè)備進(jìn)行去污是較困難的，一是需要專門的設(shè)備和去污劑；二是要耗費(fèi)一定的時(shí)間，而時(shí)間對(duì)商業(yè)核電站來講是十分寶貴的。為了核電站的長(zhǎng)期安全運(yùn)行和保障工作人員的輻射安全，不少核電站已經(jīng)進(jìn)行了許多有益的嘗試，相當(dāng)一些去污技術(shù)也已經(jīng)成熟并列為電站檢修活動(dòng)的內(nèi)容之一。對(duì)沸水堆核電站的去污，在技術(shù)和實(shí)際操作上相對(duì)容易得多，特別是全系統(tǒng)的去污也已不再是新鮮事。但對(duì)壓水堆來講，盡管對(duì)一些大型設(shè)備如蒸汽發(fā)生器和主泵都進(jìn)行過去污，但一回路全系統(tǒng)的去污還較為困難，主要是擔(dān)心對(duì)設(shè)備的影響。1995年，美國(guó)印第安角2號(hào)機(jī)組進(jìn)行了首次全范圍去污，取得了顯著的效果。從一回路內(nèi)表面層共去除了約16TBq的腐蝕活化產(chǎn)物，55個(gè)對(duì)比輻射測(cè)量點(diǎn)的數(shù)據(jù)表明整體的輻射水平平均下降了87%。據(jù)估計(jì)，由此可在今后的10年中減少30人.Sv的照射劑量。大亞灣核電站在1998年對(duì)兩個(gè)機(jī)組的3臺(tái)上充泵進(jìn)行了檢修。泵在被解體檢修前，利用外加去污裝置和去污劑對(duì)泵內(nèi)各部件的表面進(jìn)行循環(huán)去污，也收到了較好的效果，去除了約20GBq的腐蝕活化產(chǎn)物的放射性，部件的表面接觸劑量率分別下降了10~90%，有效控制了人員的輻射照射和體表沾污。2.3停堆時(shí)腐蝕活化產(chǎn)物的控制2.3.1停堆過程中腐蝕活化產(chǎn)物的釋放與氧化運(yùn)行機(jī)組在正常運(yùn)行時(shí)（溫度300℃，pH=6.9）腐蝕產(chǎn)物的釋放率基本上是恒定的，而且數(shù)值也較小。停堆過程中，一回路的溫度從300℃逐步下降至40℃，pH從6.9降至4~5。在這一過程中腐蝕（活化）產(chǎn)物的釋放量會(huì)有一個(gè)大幅度的增加，如果不能很好地進(jìn)行控制，很難在短時(shí)間內(nèi)將一回路冷卻劑的比活度降至控制標(biāo)準(zhǔn)以下，而且腐蝕產(chǎn)物過飽和的溶解度也會(huì)增加設(shè)備的沾污風(fēng)險(xiǎn)。為有效地減少停堆后腐蝕活化產(chǎn)物在一回路設(shè)備內(nèi)表面上的再沉積，應(yīng)盡快降低或阻止它們的溶解釋放率，然后利用RCV的凈化回路盡可能多地將其去除。壓水堆核電站已廣泛采用了氧化運(yùn)行工藝技術(shù)，其方法是在一回路冷卻劑降溫過程中，向一回路內(nèi)注入一定量的氧化劑，使其能夠在設(shè)備內(nèi)表面上形成新的氧（鈍）化膜，它可以完全停止或在很大程度上減緩腐蝕活化產(chǎn)物進(jìn)一步地溶解與釋放，再通過凈化回路高效地去除冷卻劑中剩余的腐蝕活化產(chǎn)物，為后繼的控制反應(yīng)堆卸料和設(shè)備檢修人員的照射劑量創(chuàng)造了條件。由于氧化后腐蝕活化產(chǎn)物不再繼續(xù)溶解和釋放，與氧化前相比，大大提高了對(duì)冷卻劑的凈化效果，從冷卻劑比活度的變化趨勢(shì)上看有一個(gè)十分明顯的下降過程，有效地降低了堆外設(shè)備被沾污的風(fēng)險(xiǎn)。大亞灣核電站在大修中采用了這種工藝技術(shù)，有效地降低了腐蝕產(chǎn)物的比活度。2.3.2冷卻劑的控制標(biāo)準(zhǔn)與輻射防護(hù)最優(yōu)化前一節(jié)提到氧化后冷卻劑放射性比活度在化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的凈化作用下而逐漸降低，但到一定量時(shí)必須考慮后繼大修的其他活動(dòng)，于是就有一個(gè)優(yōu)化冷卻劑比活度的問題。大亞灣核電站的停堆過程冷卻劑放化控制程序是參考法國(guó)核電站的實(shí)踐制定的，并在自身經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上修訂成為指導(dǎo)電站停堆時(shí)冷卻劑的放化控制標(biāo)準(zhǔn)。該標(biāo)準(zhǔn)設(shè)定的依據(jù)是在反應(yīng)堆換料水池充滿水后，水池表面1米高處的輻射劑量率不大于50μSv/h，而且認(rèn)為輻射的貢獻(xiàn)全部來自放射性核素58Co。考慮到一回路和換料水池間的體積之比并且假定換料用儲(chǔ)備水是“清潔”的，則充滿水后水中58Co的比活度不應(yīng)超過300MBq/t。如果一回路冷卻劑放射性比活度在50GBq/t時(shí)停運(yùn)主泵，到換料水池充水之前還需要有25倍的凈化能力，這一點(diǎn)要依靠RCV和堆芯余熱導(dǎo)出系統(tǒng)（RRA）之間的連接和在線運(yùn)行來實(shí)現(xiàn)。只要這兩個(gè)系統(tǒng)運(yùn)轉(zhuǎn)正常，盡管這時(shí)對(duì)一回路冷卻劑的凈化不均勻，但實(shí)現(xiàn)25倍的凈化要求還是容易達(dá)到的。然而，一方面冷卻劑中的放射性核素并不止58Co一種，有些核素的輻射強(qiáng)度還遠(yuǎn)比58Co為高；另一方面有些電站還存在一些特有的放射性核素，它們不像58Co那樣被容易地去除，如大亞灣核電站時(shí)常遇到的110mAg，在這種情況下如還按現(xiàn)有的放化控制標(biāo)準(zhǔn)執(zhí)行勢(shì)必不會(huì)得到預(yù)期的結(jié)果。大亞灣核電站第四次大修時(shí)，從停堆后的氧化到實(shí)現(xiàn)現(xiàn)行的控制標(biāo)準(zhǔn)（58Co=50GBq/t），一號(hào)機(jī)組和二號(hào)機(jī)組分用了10.6和6.5個(gè)小時(shí)?？紤]到對(duì)110mAg的凈化，兩個(gè)機(jī)組又分別將凈化時(shí)間延長(zhǎng)了8和10.5小時(shí)，到停主泵時(shí)，58Co的比活度已分別降至28.8和21.2GBq/t。若按控制標(biāo)準(zhǔn)推算，充水后水池表面的劑量率不應(yīng)超過30μSv/h。由于有110mAg的存在，盡管在停主泵時(shí)兩機(jī)組冷卻劑中110mAg的比活度分別僅為1.9和5.7GBq/t，是58Co的6.6%和27%，但在水池充水后水表面的劑量率卻分別是60和110μSv/h。經(jīng)取樣分析水池充水后水中110mAg的比活度分別是59.4和224MBq/t，而這時(shí)58Co的比活度為36和78MGq/t。水池表面的輻射場(chǎng)一方面直接影響換料人員和部分設(shè)備檢修人員的照射劑量，另一方面對(duì)堆內(nèi)構(gòu)件在役檢查和實(shí)施特殊檢修的人員來講，其輻射影響也是很重要的。此外，水中的高比活度對(duì)今后的廢液處理和環(huán)境的影響都不無關(guān)系。為修正現(xiàn)行控制標(biāo)準(zhǔn)的偏差，大亞灣核電站成立了輻射源項(xiàng)控制小組。在大修期間，一旦出現(xiàn)特殊的輻射源項(xiàng)問題，除了參考現(xiàn)行的控制標(biāo)準(zhǔn)，還由該小組根據(jù)具體情況向大修指揮部提交處理建議，以求在大修進(jìn)度和輻射安全間尋求最佳的解決方案。在二號(hào)機(jī)組第五次大修時(shí)，氧化后冷卻劑中110mAg的峰值較高，按事先留給凈化的時(shí)間窗口計(jì)算，停主泵時(shí)該核素的放射性比活度肯定達(dá)不到預(yù)定的輻射場(chǎng)控制要求。于是，源項(xiàng)小組及時(shí)向大修指揮部報(bào)告并建議將凈化時(shí)間再延長(zhǎng)至少12個(gè)小時(shí)。經(jīng)審慎的考慮與討論后，大修指揮部采納了這個(gè)建議，使最后的總凈化時(shí)間調(diào)整到36小時(shí)。最后達(dá)到了反應(yīng)堆換料水池充水后水中110mAg的放射性比活度和水表面劑量率的較低水平。結(jié)果，換料人員的受照劑量明顯低于該機(jī)組的第四次大修。2.4氣載放射性的控制2.4.1來源核電站的氣載放射性主要來自燃料組件內(nèi)的裂變產(chǎn)物。產(chǎn)量大且易于進(jìn)入一回路冷卻劑的有碘、惰性氣體和氚。當(dāng)燃料包殼有破損時(shí)，這些放射性物質(zhì)進(jìn)入一回路的量會(huì)有更大幅度地增加，這時(shí)137Cs和134Cs這類揮發(fā)性較強(qiáng)的放射性核素也會(huì)明顯出現(xiàn)。平時(shí)，它們存在于整個(gè)一回路和RCV系統(tǒng)內(nèi)，比活度處于相對(duì)較穩(wěn)定的狀態(tài)。由于不溶解和揮發(fā)性，穩(wěn)壓器和RCV容積控制箱汽腔內(nèi)的氣載放射性濃度可能會(huì)比液相中的略高。大修停堆時(shí)這類氣載放射性因其來源的消失和部分短壽命核素的衰減而大量減少，但由于其總量巨大和大修工期的限制，必須人為地盡快將它們予以去除。2.4.2控制通常在停堆前一段時(shí)間依據(jù)氣載放射性在冷卻劑中的比活度來決定是否將穩(wěn)壓器汽腔與硼回收處理系統(tǒng)（TEP）的前儲(chǔ)存箱相連接，再將不可溶的放射性氣體引到廢氣回收和處理系統(tǒng)（TEG）。這種方法見效快，但不宜長(zhǎng)時(shí)間運(yùn)行，一般僅用于燃料包殼破損并造成一回路中的氣載放射性超標(biāo)時(shí)。停堆后，首先需將一回路中的氫氣用氮?dú)庵脫Q掉，被去除的氫氣中會(huì)含有與一回路冷卻劑中比活度相近的氣載放射性，這部分氣體隨后也被引送到電站的廢氣回收和處理系統(tǒng)。一回路氧化后，剩余的氣載放射性在RCV容控箱內(nèi)被引入的壓縮空氣稀釋后從煙囪排放釋入環(huán)境。一回路進(jìn)入維修冷停堆前，為降低反應(yīng)堆壓力容器上部殘余的氣載放射性，通過壓力容器上的充水排氣管線將它們引送到排放煙囪。值得一提的是穩(wěn)壓器汽腔中的放射性氣體在開人孔前是無處可去的，為去除這部分廢氣，在人孔打開后須用配有高效過濾器和碘捕集器的風(fēng)機(jī)將它們抽出并過濾，然后再通過反應(yīng)堆廠房的通風(fēng)系統(tǒng)把主要是隋性氣體的廢氣導(dǎo)送出廠房。蒸汽發(fā)生器的倒“U”型管上部也可能會(huì)殘留一部分放射性氣體，在一次側(cè)人孔打開之前，應(yīng)在反應(yīng)堆廠房的蒸汽發(fā)生器水室間搭建帶有負(fù)壓的臨時(shí)工作間，負(fù)壓的建立依靠配有過濾器的抽風(fēng)機(jī)，使排出并進(jìn)入廠房的氣體不含放射性氣溶膠。為避免排入廠房的惰性氣體對(duì)工作人員的影響，有時(shí)在臨時(shí)負(fù)壓工作間的氣體出口處安置了永久的排風(fēng)管，并通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)送至煙囪排放。電站大修期間，要盡可能地維持反應(yīng)堆廠房通風(fēng)系統(tǒng)的在線運(yùn)行，這樣即便有些殘余的氣載放射性從各設(shè)備泄出并進(jìn)入廠房也不會(huì)對(duì)工作人員造成明顯的影響。曾有國(guó)外核電機(jī)組大修時(shí)從打開穩(wěn)壓器人孔和反應(yīng)堆壓力容器開始，一直到卸料，其間反應(yīng)堆廠房的通風(fēng)因試驗(yàn)、檢修而停運(yùn)，加上冷卻劑中碘放射性超標(biāo)，結(jié)果導(dǎo)致70余人131I體內(nèi)沾污，十余人的攝入量超過年攝入量限值的1%。機(jī)組在運(yùn)行期間，反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)的氣載放射性除惰性氣體外，還可測(cè)出濃度極低的氚和天然氡的放射性。在這期間因進(jìn)入廠房的人員極為有限，因此對(duì)工作人員的影響可以忽略不計(jì)。大修期間，在反應(yīng)堆廠房的通風(fēng)系統(tǒng)投運(yùn)之前，廠房?jī)?nèi)的氣載放射性基本上與機(jī)組運(yùn)行時(shí)相當(dāng)。這期間會(huì)有一部分人員進(jìn)入廠房進(jìn)行不同的檢修和準(zhǔn)備活動(dòng)，但這段時(shí)間較短且涉及的人數(shù)不多。據(jù)估算，整個(gè)大修期間由氚和氡造成的工作人員的內(nèi)照射劑量均不會(huì)超過5人.mSv。作為輻射防護(hù)最優(yōu)化的重要內(nèi)容，核電站必須注意吸取外部成熟的技術(shù)和方法，同時(shí)結(jié)合本電站的具體情況找出真正的和關(guān)鍵的源項(xiàng)核素，只有這樣才能抓住矛盾的主要方面并采取有效的對(duì)策。2.5電站放射源的管理核電站在生產(chǎn)過程中會(huì)產(chǎn)生大量的放射性物質(zhì)，其中的一部分最后以氣、液、固體形態(tài)分類處理。除此之外，根據(jù)生產(chǎn)和質(zhì)量控制的需要，電站還需使用一定數(shù)量的放射源，如射線探傷用γ放射源和檢定放射性測(cè)量?jī)x器的標(biāo)準(zhǔn)源等，本節(jié)內(nèi)容主要涉及此類放射源的管理。盡管在核電站這類放射源的數(shù)量有限且其絕大部分的活度很低，對(duì)電站工作人員的危害相對(duì)較小，可是一旦失控、散失，就可能對(duì)環(huán)境和社會(huì)帶來不利影響，也會(huì)使電站的形象受到損害。大亞灣核電站自投產(chǎn)開始，就建立了完整的輻射防護(hù)管理體系，其中包括放射源的管理。首先，編寫并認(rèn)真貫徹執(zhí)行了專門的管理程序，程序規(guī)定輻射防護(hù)科是電站放射源管理的歸口單位。其次，根據(jù)電站的用戶情況建立了若干個(gè)放射源庫(kù)，每個(gè)源庫(kù)由用戶單位指定一名管理員專人負(fù)責(zé)；依據(jù)電站放射源管理程序，要求各源庫(kù)編寫相應(yīng)的技術(shù)規(guī)程；對(duì)于各用戶不易保存的放射源和電站承包商的射線探傷用源均存放在由輻射防護(hù)科直接管理的放射源庫(kù)內(nèi)。三是各源庫(kù)建立明細(xì)帳，輻射防護(hù)科建總帳；各用戶單位從申請(qǐng)買源時(shí)起，輻射防護(hù)科就開始進(jìn)行跟蹤；待放射源到廠時(shí)，經(jīng)電站保衛(wèi)部門通知輻射防護(hù)科查驗(yàn)并錄入相關(guān)源庫(kù)的明細(xì)帳和電站總帳。電站放射源管理程序要求各源庫(kù)須自我定期盤點(diǎn)，輻射防護(hù)科每年兩次對(duì)各源庫(kù)進(jìn)行全面盤點(diǎn)檢查，對(duì)放射源使用和保管的狀態(tài)進(jìn)分析和評(píng)價(jià)，發(fā)現(xiàn)的問題須限期整改。除此之外，公司質(zhì)保部定期對(duì)電站放射源管理進(jìn)行審計(jì)和評(píng)估，并將結(jié)果發(fā)給各用戶單位和電站經(jīng)理。這種多重檢查的好處在于避免管理上的自滿和片面，就像電站核安全的縱深防御，增加了放射源管理的可靠性。當(dāng)放射源在使用過程中消耗或活度不能滿足工作需要時(shí)，須按電站放射源管理程序規(guī)定進(jìn)行報(bào)廢。對(duì)于標(biāo)準(zhǔn)液體或氣體放射源，當(dāng)放射源用完后，將其容器作為固體放射性物品并按固體廢物進(jìn)行處理，最終存放在放射性廢物處置場(chǎng)。對(duì)于射線探傷源，這類源的壽命較短，當(dāng)源強(qiáng)不能滿足要求時(shí)則應(yīng)更新。更新的方法是將源和探傷機(jī)一同交給供貨商，供貨商取出舊源后再裝入新源。取出的舊源由供貨商負(fù)責(zé)處理。對(duì)電站來講，雖然源的數(shù)目未變，但已經(jīng)歷了一次放射源的報(bào)廢和采購(gòu)過程。根據(jù)IAEA對(duì)大亞灣核電站進(jìn)行運(yùn)行安全評(píng)審（OSART）時(shí)提出的改進(jìn)建議，在電站放射源管理程序中專門增加了對(duì)標(biāo)準(zhǔn)放射性面源定期進(jìn)行完好性檢查的內(nèi)容，其目的在于保持放射源的準(zhǔn)確性和防止放射性物質(zhì)的擴(kuò)散。大部分火警探測(cè)器內(nèi)部配有一活度很低的放射源，目前國(guó)家還沒有處置這類放射源的規(guī)定和要求。根據(jù)國(guó)外一些核電站的做法，大亞灣核電站也將其納入放射源管理的范圍之內(nèi)。電站維修火警探測(cè)器的單位指定專人管理，每次電站放射源盤點(diǎn)和檢查也包括這類放射源，確保進(jìn)、出庫(kù)帳目清楚，總數(shù)不少。2.6射線探傷管理射線探傷是用放射性射線來檢測(cè)設(shè)備或材料有無缺陷。常用的射線源有x和γ射線源機(jī)，前者實(shí)質(zhì)上是一臺(tái)x射線發(fā)生器，當(dāng)它未處于工作狀態(tài)時(shí)不會(huì)發(fā)射出x射線，在存貯時(shí)可與一般無放射性的設(shè)備一樣。后者則就是一個(gè)活度很高的放射源，存貯要求與前一節(jié)提及的標(biāo)準(zhǔn)放射源一樣。無論是哪一種射線探傷機(jī)，在工作時(shí)輻射風(fēng)險(xiǎn)都是相同的。這類輻射源的特點(diǎn)在于活度高或產(chǎn)生的輻射場(chǎng)