典型事故工况下压水堆核电厂内工作人员辐射风险分析方法研究

吕炜枫，周 静，冉文王，黄礼明，熊 军

（中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室，广东 深圳 518172）

长期以来，在国内压水堆核电厂辐射防护设计过程中，事故工况下关注于场外公众剂量，而对于场内工作人员剂量关注较少，且在设计过程中，事故工况下场内工作人员的剂量控制未有成体系的目标值。对于场内工作人员的辐射防护最优化，设计过程中也仅关注于运行状态，未有事故工况下的论述。以上两点限制了压水堆核电厂事故工况下辐射安全水平的提升，有必要建立事故工况下场内工作人员剂量控制的体系以及辐射风险分析的方法。

1 问题的提出

国标GB 18871—2002 中规定了运行状态下场内工作人员的个人剂量限值[1]。国标GB 6249—2011 规定了运行状态和事故工况下场外公众的剂量限值[2]。而对于事故工况下场内工作人员，仅在GB 18871—2002 中给出了事故工况下从事干预的工作人员的剂量控制值，且该控制值与事故概率无关。由此，在国内压水堆核电厂设计过程中，对于事故工况下场内工作人员的防护设计目标和设计方法多种多样，没有针对事故工况下场内所有工作人员辐射剂量的成体系的控制目标和设计方法。

在英国核能监管办公室（ONR）出版的核设施安全评价原则中，参考安全与健康执行局（HSE）对降低人员辐照剂量的相关要求，制定了九个放射性风险评估数值目标，用于评价新建核设施的放射性风险是否被控制在可合理达到的尽量低水平（ALARP）。其中，数值目标4（NT4）用于评估场内和场外工作人员在一定频率的始发事件下所受剂量风险，数值目标5&6（NT5&6）用于评估场内工作人员受一定辐照剂量的频率以及其总体的死亡风险。UK EPR、UK AP1000和UK ABWR等堆型在申请英国通用设计审查（GDA）时均对以上三个控制目标进行了论证。

2 事故工况下场内工作人员辐射风险设计目标的确定

事故工况下安全分析的常用方法为确定论方法和概率论方法。事故工况下场内工作人员辐射风险分析本质上为安全分析的一个方面。由此，其控制目标分别基于确定论方法和概率论方法确定，从而形成完整的控制体系。

2.1 基于确定论分析方法的辐射风险控制目标

参考ONR 出版的核设施安全评价原则，结合国内压水堆核电厂辐射防护设计的实践，给出了基于确定论方法的事故工况下场内工作人员辐射风险的控制目标为单一始发事件所致场内工作人员辐射剂量，简称辐射防护目标 4（RPT4）。其接收准则如表1 所示。

表1 RPT4 接收准则Table 1 The acceptance criteria of RPT4

表1 中对于RPT4，设定了两组数值，其一为基本安全水平（BSL），即设计必须满足的目标，另一为基本安全目标（BSO），即设计优化的目标。基于上述要求，对于以上控制目标的评估，可能出现的情形有以下三种：

（1）评估结果不满足BSL：则需要作进一步设计改进，使结果满足BSL，且需论证得到的结果已达到ALARP 水平；

（2）评估结果满足BSL：则需论证得到的结果已达到ALARP 水平；

（3）评估结果满足BSO：ALARP 分析仍然是必须的，但可适当简化。

2.2 基于概率论分析方法的辐射风险控制目标

参考ONR 出版的核设施安全评价原则，结合国内压水堆核电厂辐射防护设计的实践，给出了两个基于概率论方法的事故工况下场内工作人员的控制目标，即事故所致场内工作人员死亡的风险水平和场内工作人员在事故下受到一定剂量照射的频率，分别命名为辐射防护目标5&6（RPT5&6），其接收准则如表2 和表3所示。

表2 RPT5 接收准则Table 2 The acceptance criteria of RPT5

表3 RPT6 接收准则Table 3 The acceptance criteria of RPT6

3 事故工况下场内工作人员分类及受照途径

对于压水堆核电厂，事故工况下场内工作人员所受的剂量和辐射风险与其所处的位置以及从事的工作类型直接相关。事故工况下场内工作人员辐射风险评价时，按照工作人员从事的工作类型以及事故工况下可能的位置，综合考虑事故下辐照途径，工作人员可分为四类：

（1）主控室人员；

（2）就地缓解操作人员；

（3）事故发生时刻现场意外受照人员；

（4）场内其他人员。

事故工况下主控室操作人员在事故工况下所受剂量主要来自于以下途径：

（1）事故下主控室通风带来的气载放射性所致剂量；

（2）事故下放射源对主控室的直接照射所致剂量。

因主控室提供了非常好的防护条件，一般而言，主控室操作人员在事故工况下辐射风险较低。

事故工况下执行就地缓解操作的人员在事故工况下所受剂量主要来自于以下途径：

（1）工作人员前往操作点和返回的路径上所受内外照射剂量；

（2）工作人员在操作点执行操作时所受内外照射剂量。

因工作环境较恶劣，就地缓解操作的人员具有较大的辐射风险。但是，由于就地缓解操作时可采取一系列的防护措施，如气面罩等，就地缓解操作人员的辐射风险可控。

事故发生时刻现场意外受照人员指事故发生时，必定会出现在事故现场的人员。如燃料操作事故时操作换料机的工作人员。其受照途径如下：

（1）工作人员在撤离前所受放射源直接外照射剂量；

（2）工作人员在撤离前所受气载放射性所致浸没外照射和吸入内照射剂量。

这类人员因其直接处于事故现场且缺乏防护措施而具有最大的辐射风险。对于这类人员，其受照剂量直接决定于事故下放射性释放量以及人员发现事故并撤离的时间。考虑到此类事故现场均会设置放射性高的报警信号，参考英国和法国的实践，认为工作人员发现事故并撤离的时间为10 min。

事故工况下场内其他人员指事故发生时意外受照的人员，保守地选取两类人员代表此类人员的剂量：

（1）事故发生时刻刚好处于事故现场的人员，假设其10 min 撤离；

（2）事故发生时刻处于事故现场邻近房间的人员，假设其1 小时内发现事故并撤离。

两类人员的受照途径如下：

（1）对于事故发生时刻刚好处于事故现场的人员，受照途径包括放射源直接外照射所致剂量和气载放射性所致内外照射剂量；

（2）对于事故发生时刻处于事故现场邻近房间的人员，受照途径仅考虑放射源直接外照射所致剂量。

4 基于确定论的事故工况下场内工作人员辐射风险评估方法

4.1 RPT4 的评估流程

对于压水堆核电厂，RPT4 的评估主要包括以下步骤：

（1）确定RPT4 分析时设计基准事故清单；

（2）识别各设计基准事故下场内工作人员的操作类型，明确工作人员分类；

（3）计算各设计基准事故下各类工作人员的受照剂量；

（4）选取各类场内工作人员剂量的最大值，将其与RPT4 的接收准则进行对比，得出结论，并进一步论证其ALARP。

4.2 工作人员辐射剂量计算方法

4.2.1 直接外照射计算

放射源直接外照射所致剂量计算采用以下两种程序进行计算：

（1）MicroShield：基于点核积分法的屏蔽计算程序，由美国Grove Software 公司开发；

（2）SuperMC：基于蒙特卡洛方法的屏蔽计算程序，由中科院核能安全技术研究所开发[3,4]。

考虑到源项计算和几何简化的不确定度的影响，屏蔽计算时剂量率水平都考虑了2 倍的安全系数。

在计算时，剂量点选取的一般原则为：侧面源取距离屏蔽墙体表面30 cm 处，上部源取距离地板表面200 cm 或者可能的最高位置；下部源取距离地板表面60 cm 处。某些地点因为设备布置的原因，可选取人员可到达的最近的点。如无特殊说明剂量点均选取设备与墙体的法线面上距墙体表面30 cm 处高度方向选取设备垂直方向中点位置，用于评价辐射屏蔽设计效果。

4.2.2 气载放射性所致剂量计算

工作人员在厂房内停留1 小时因吸入放射性核素所致的待积剂量为：

工作人员在厂房内因受到有限烟云浸没所致外照射剂量率为：

式中：D——厂房内停留1 h 因吸入放射性核素所致的待积剂量，mSv；

Ci——厂房内空气中第i种核素的放射性浓度，Bq/m3；

BR——工作人员的呼吸率，取3.5×10-4m3/s；

(DCF)i——吸入第i种核素所致待积有效剂量或甲状腺待积当量剂量转换因子，Sv/Bq；

(DCF)Ei——第i种核素浸没外照射剂量率转换因子，；

GR——厂房的几何校正因子 352/V0.338；

V——厂房自由空间体积，m3。

吸入放射性核素所致待积有效剂量采用的剂量转换因子为美国联邦导则11 号报告中的参数[5]。有限烟云浸没外照射剂量率转换因子采用美国联邦导则12 号报告中的参数[6]。

5 基于概率论的事故工况下场内工作人员辐射风险评估方法

5.1 RPT5&6 的评估流程

对于压水堆核电厂，RPT5&6 评估主要包括以下步骤：

（1）识别RPT5&6 需考虑的事故序列，即可导致对工作人员潜在的不可忽略的照射的事故；

（2）将识别出的事故序列进行归并；

（3）将事故工况下场内工作人员进行归并；

（4）计算各归并后事故序列下各群组工作人员的受照剂量；

（5）结合事故序列的频率，计算各归并后事故序列下各群组工作人员的致死风险；

（6）将RPT5&6 的计算结果与其接收准则进行对比，得出结论，并进一步论证其是否已达到ALARP 水平。

5.2 事故筛选原则

5.2.1 事故分析范围

RPT5&6 分析时需识别对场内工作人员具有不可忽略的潜在辐照风险的事故。这需要来自概率安全分析（PSA）、始发事件识别（PIE）和灾害分析的输入。

此外，事故发展存在若干阶段，分析时不考虑事故后长期冷却阶段和事故缓解后的恢复行动，仅考虑从事故发生至达到安全停堆状态之间的时间段。

5.2.2 事故下工作人员辐射风险识别原则事故下工作人员辐射风险识别原则如下：

（1）分析范围仅考虑PSA 分析、PIE 分析和灾害分析识别的事件及其序列；

（2）因所致工作人员风险过低，所致场内工作人员剂量低于 0.1 mSv 的事故序列不在RPT5&6 分析中考虑；

（3）如判断事故所致场内工作人员剂量明显将高于2 000 mSv，则RPTT5&6 分析中筛选该事故为对场内工作人员有辐射风险的序列，但是不对该事故序列所致工作人员剂量开展详细的计算，仅从事故序列频率上与RPT6 进行对比分析。

（4）以下事故序列可导致较高的工作人员辐射风险：

1）要求工作人员进行现场缓解操作的事故序列；

2）导致向厂房内开放空间的大量放射性核素释放的事故序列；

3）导致放射性核素向无放射性或极低放射性的系统释放的事故序列；

4）导致放射性物质的屏蔽失效或降级的事故序列。

基于以上原则，可进行序列归并从而简化计算分析工作。对场内工作人员具有不可忽略的潜在辐照风险的事故序列的归并应遵循以下原则：

（1）优先按照放射性释放量大小对序列进行归并或包络；

（2）可首先按照放射性释放位置或屏障失效的位置对序列进行归并，放射性释放位置定义为六大厂房；

（3）释放位置为同一厂房内的事故序列，具有相同放射性释放模式以及类似放射性释放量的序列可归并，如大LOCA；

（4）相同人员防护屏障失效模式和失效程度的序列可归并，如乏池一级PSA 序列中水位降低的序列。

5.3 事故工况下场内工作人员辐射剂量计算

RPT6 中场内工作人员辐射剂量计算方法与RPT4 相同。但是，由于RPT6 评估对象为工作人员事故下受到一定剂量的频率，区别于RPT4 分析时仅考虑具有最大受照剂量的工作人员类别，RPT6 分析时考虑了所评估的工作人员是四类工作人员中特定类别的概率从而给出较现实的风险评估。具体而言：

（1）如事故序列下存在就地缓解操作人员或事故发生时刻现场意外受照人员，保守地以就地缓解操作人员或事故发生时刻现场意外受照人员剂量表征事故工况下工作人员剂量；

（2）如事故序列下不存在就地缓解操作人员和事故发生时刻现场意外受照人员，事故工况下场内工作人员剂量按照工作人员所处地点分类给出，如主控室、反应堆厂房、核辅助厂房等，同时在计算风险时叠加匹配工作人员处于相关地点的概率。

5.4 事故工况下场内工作人员辐射风险计算

RPT5 表征场区内单个工作人员在事故工况下的总风险。这里评价的场区内单个工作人员不是指具体场区内某个工作人员，而是泛指场内所有工作人员。由此，RPT5 评价时采取“通用人员”模型替代主要的人员分类，用于表征事故工况下处于场区不同位置的工作人员受照的概率。

对于厂区内某工作人员的最大受照风险，可基于下式开展计算：

式中：R——单个工作人员的总死亡风险，y-1；

Fn——事故序列n发生的频率，y-1；

Dn——事故序列n对工作人员产生的剂量，Sv；

Cn——剂量风险转换因子，0.05 Sv-1[7]；

O——居留因子。

居留因子是用于表征通用人员在事故时刻出现在现场并受辐射照射的概率。对于部分特殊人员的居留因子考虑如下：

（1）燃料操作事故时在燃料厂内进行燃料相关操作的工作人员的居留因子为1；

（2）事故工况下执行就地缓解操作的工作人员的居留因子为1。

6 典型事故的场内工作人员辐射剂量和风险分析

基于典型三代压水堆核电厂，选取放射性废物处理系统相关典型事故对本文建立的方法进行测试验证。共选取14 个始发事件，始发事件描述以及评估的场内工作人员剂量如表4所示。

表4 不同始发事件及其场内剂量后果Table 4 Initial events and their on-site radiological consequences

由表4 可知，放射性废物处理系统相关的14 个始发事件的后果均低于RPT4 接收准则的BSL。仅一个始发事件的后果低于RPT4 接收准则的BSO，即废液排放系统废液贮存罐破裂。其中，停堆峰值时刻废气循环管道在辐射分区黄区及以下房间破裂因其放射性释放量较大且事故发生地点人员可达而对场内工作人员有最大的剂量贡献。

由于放射性系统相关始发事件的发展序列较为简单，其始发事件频率即为事故序列的频率。由此，对于以上放射性废物处理系统相关始发事件以及后果按照人员受一定剂量的频率的形式进行统计如表5 所示。

表5 场内工作人员在事故中受到一定剂量照射的频率Table 5 The frequency at which an on-site worker is exposed to a dose under an accident

由表5 可知，放射性废物处理系统相关事件所致场内工作人员的辐射风险均低于RPT6的BSO。

根据表5 以及公式（3），保守考虑工作人员的居留因子为2 000/8 760，计算可得放射性废物处理系统相关始发事件可致场内工作人员死亡的风险为9.69×10-8y-1。因RPT5 是考虑电厂内所有事故所致的总风险，单独放射性废物处理系统相关事件所致风险无法与RPT 的BSL 和BSO 值对比。由此，本文仅对比放射性废物处理系统相关事件所致风险占 RPT5 的BSL 和BSO 的比例，即分别为0.097%和9.69%。可知放射性废物处理系统相关事件所致场内人员辐射风险非常低。

7 结论

本文对事故工况下压水堆核电厂内工作人员辐射剂量的控制进行了研究，提出了三个控制目标，并给出了具体的评估方法。提出的三个控制目标以及评估方法在国内典型三代压水堆核电厂中基于典型的堆外放射性系统相关事故进行了实践，从而证明了以上控制目标和评估方法的可行性。本文建立的事故工况下工作人员辐射剂量控制目标丰富了工作人员辐射防护最优化的内涵。建立的方法论可进一步扩展至堆芯相关事故以及其他堆外放射性系统相关事故，有效地指导各堆型压水堆核电厂开展事故工况下场内工作人员的辐射防护设计，从而提升压水堆核电厂辐射防护最优化水平。