核电站辐射防护的现状和趋势

核电站辐射防护的任务主要包括：个人和集体剂量控制,放射性物质管理以防止失控和污染扩散,辐射事故预防,其中最能衡量核电站辐射防护管理和ALARA实施水平的指标是集体剂量控制。控制集体剂量可以从控制剂量率水平、控制照射时间和控制受照人数3个方面着手,而这3个方面的控制又可以通过源项控制、安全文化培养、工作过程管理和优化等措施来达到。在日本举行的IRPA-10上发表的有关报告,也表明目前的核电站辐射防护有以下3个特点和趋势：1)重视核电站安全文化的培养;2)重视对放射性源项的监测和控制;3)重视对高风险工作过程的ALARA控制。本文对这些方面分别进行了阐述。     

核电站辐射防护的现状和趋势

核电站辐射防护的任务主要包括：个人和集体剂量控制,放射性物质管理以防止和污染扩散,辐射事故预防,其中最能衡量核电站辐射防护管理和ＡＬＡＲＡ实施水平的指标是集体剂量控制。控制集体剂量可以从控制剂量率水平、控制照射时间和控制受照人数３个方面着手,而这３个方面的控制又可以通过源项控制、安全文化培养、工作过程管理和优化等措施来达到。在日本举行ＩＲＰＡ－１０上发表的有关报告,也表明目前的核电站辐射防护有以下     

蒸汽发生器装拆堵板的辐射防护最优化

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作,具有较大的辐射风险。本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中,实施辐射防护最优化(ALARA)的方法和效果。通过风险分析、简化工作内容(采用假堵板)、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制,大大地提高了工作效率,缩短了作业时间,使装拆堵板工作(按照三台蒸汽发生器,6个一次侧水室统计)的集体剂量约降低至原来的1／5,最大个人受照剂量约降低至原来的1／3。     

蒸汽发生器装拆堵板的辐射防护最优化

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作,具有较大的辐射风险.本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中,实施辐射防护最优化(ALARA)的方法和效果.通过风险分析、简化工作内容(采用假堵板)、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制,大大地提高了工作效率,缩短了作业时间,使装拆堵板工作(按照三台蒸汽发生器,6个一次侧水室统计)的集体剂量约降低至原来的1/5,最大个人受照剂量约降低至原来的1/3.     

蒸汽发生器装拆堵板的辐射防护最优化

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作 ,具有较大的辐射风险。本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中 ,实施辐射防护最优化 (ALARA)的方法和效果。通过风险分析、简化工作内容 (采用假堵板 )、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备 ,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制 ,大大地提高了工作效率 ,缩短了作业时间 ,使装拆堵板工作 (按照三台蒸汽发生器 ,6个一次侧水室统计 )的集体剂量约降低至原来的 1 / 5 ,最大个人受照剂量约降低至原来的 1 / 3     

对集体剂量概念在核电站辐射防护管理中角色的理解和思考

将2012—2021年中国核能电力股份有限公司(中国核电,CNNP)运行机组的年度集体剂量与世界核营运者协会(WANO)绩效指标中的集体剂量的先进值和中值进行了比较,对中国核电年度的最大个人剂量、年度人均个人剂量和个人剂量区间分布进行了分析,也对比了全球主要核电国家不同堆型核电机组的年度集体剂量平均值。结合核电站运行辐射防护主要任务的分析,文章认为,在核电站辐射防护管理中,贯彻辐射防护最优化原则不是无限制地追求集体剂量低,不能把集体剂量作为评价核电站辐射防护管理业绩的唯一指标,不能把集体剂量数值绝对值的大小简单地等效于核电站辐射防护管理绩效的优劣。在核电站辐射防护管理中,辐射剂量控制、放射性污染控制、放射性物品的管控应置于同等重要的位置。     

大亚湾核电站大修中职业照射控制的实践与经验

大修是核电站辐射防护活动中辐射风险和集体剂量最大的一个特殊和重要阶段。本文从辐射防护人员及早介入大修准备,重视源项控制,加强大修实施过程中的辐射安全控制,充分发挥安全管理网络作用和全员参与优势,不断总结优化和持续改进等几个方面介绍大亚湾核电站在大修中的职业照射控制的实践和经验。     

大亚湾核电站大修中职业照射控制的实践与经验

大修是核电站辐射防护活动中辐射风险和集体剂量最大的一个特殊和重要阶段.本文从辐射防护人员及早介入大修准备,重视源项控制,加强大修实施过程中的辐射安全控制,充分发挥安全管理网络作用和全员参与优势,不断总结优化和持续改进等几个方面介绍大亚湾核电站在大修中的职业照射控制的实践和经验.     

大亚湾核电站大修中职业照射控制的实践与经验

大修是核电站辐射防护活动中辐射风险和集体剂量最大的一个特殊和重要阶段。本文从辐射防护人员及早介入大修准备 ,重视源项控制 ,加强大修实施过程中的辐射安全控制 ,充分发挥安全管理网络作用和全员参与优势 ,不断总结优化和持续改进等几个方面介绍大亚湾核电站在大修中的职业照射控制的实践和经验     

CEPR核电厂辐射防护最优化设计

从第3代中国先进压水堆(CEPR)机组的辐射工作场所分区、源项控制、维修优化和厂房设计等方面,介绍了台山核电厂CEPR机组的辐射防护最优化设计。分析表明,该CEPR机组的辐射防护最优化设计是合理可行的,其预期的年平均集体剂量相较于现运行的压水堆核电厂处于较先进的水平。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

核环保工程放射性作业辐射防护管理体系构建与优化

从业务策划、准备、实施和评估改进环节构建全过程的辐射防护管理体系,并在实践中对管理流程和技术设计进行优化。实践证明,集体剂量、人均剂量和最大个人年剂量较优化前有较大幅度的降低,剂量监测有效性得到保障,核环保工程放射性作业辐射防护管理水平得到显著的提升。     

压水堆核电站集体剂量控制策略

集体剂量是核电运行业绩重要指标之一,需要通过管理措施和技术手段促使其呈良好的下降趋势。降低集体剂量是遵循辐射防护最优化原则的重要体现。影响集体剂量的因素是全流程的,包括核电站的设计、设备制造和安装、机组调试和运行阶段的控制等;影响集体剂量的因素也是全方位的,包括辐射源项的控制情况、年度检修工作量的多少、检修工作效率的高低等。本文通过对集体剂量影响因素的梳理分析,总结出降低核电站集体剂量主要从辐射源项控制(例如通过实施一回路设备易活化材料的替代换型、水化学控制减少一回路设备腐蚀、一回路水过滤器滤芯升级提高净化效率等措施,控制辐射源项)与放射性作业人工时控制(例如通过维修大纲的优化调整,优化延长设备的检修周期;提高设备可靠性,降低故障率,以减少检修工作量;通过提升工作人员技能、通过机械化和智能化技术的应用,提高工作效率等)两个方面开展工作。同时,不论是控制辐射源项,还是控制放射性作业人工时,均需要从组织管理上足够重视和给予管理政策的支持。     

核电厂典型放射性热点的管理控制与优化

放射性热点的管理是核电厂辐射防护管理核心项目之一。基于秦二厂多年的实践经验,本文从放射性热点的清单建立、分析和处理制度、协作管控机制等方面进行了阐述,并总结建立了一套有效的压水堆核电厂放射性热点管控优化体系。这套体系在秦二厂进行了应用,有效地提升了电厂对热点的管控能力,降低了热点管控的成本,提高了辐射防护运行业绩。相关方法和措施可为其他核电厂的放射性热点管理提升提供参考。     

压水堆核电厂辐射工作分级标准优化改进及应用

介绍了某压水堆核电厂辐射工作分级标准的优化改进及实践应用情况。通过实践证明,优化改进后的辐射工作分级标准是合理的,对控制压水堆核电厂集体剂量和其他辐射风险是有效的。     

确定核电厂气载放射性流出物排放限值的设计方法研究

为了使核电厂的气载放射性流出物排放所致环境公众辐射剂量满足法规标准要求,本文从辐射防护剂量限值、大气污染物扩散规律及核电厂源项特点等方面考虑,通过实例分析,探讨了确定核电厂气载放射性流出物排放限值(排放率、排放浓度、地面浓度限值)的设计方法,提出了限值的建议值,并与已有核电厂的气载流出物排放报警阈值进行了验证,确认了方法的合理性。     

核电厂γ放射性废物吊装期间天空反散射剂量率评估

采用MCNP对γ放射性点源的天空反散射影响进行了模拟计算,针对天空反散射的主要制约因素进行了分析,其分析结论为核电厂相应的辐射防护设计提供了参考依据。定量模拟计算了核电厂γ放射性废物包吊装期间的天空反散射剂量率水平,提出了一种基于放射性点源结果进行放射性体源天空反散射剂量率的快速评估方法,该方法的实施满足了工程实践的快速响应要求。