研究堆是指主要用于产生和利用中子注量率和电离辐射作研究和其他目的用的核反应堆, 包括临届装置。2010年5月, 中国原子能科学研究院自主研发、设计和建造的中国先进研究堆(CARR)首次临届, 所谓临界, 就是核裂变产生出的新中子数量刚好满足反应堆继续裂变的需要, 使反应堆铀的链式反应得以恒定的速率持续进行下去的工作状态。

1 研究堆的职业病危害因素识别与分析 1.1 CARR结构介绍

CARR为高性能多用途研究堆, 采用稍加压轻水冷却和慢化, 重水反射的池内桶式结构。CARR核功率为60 MW, 最大热中子注量率达到8 × 10¹⁴ n /cm²·s。

堆本体浸没在充满去离子水的水池内, 堆芯位于水池中央。水池内径为5. 5 m, 深度15 m。堆本体所包括的主要部件有:堆芯容器组件、重水箱、导流箱、衰变箱、水平孔道、堆水池中回路系统(包括主回路管道、重水和氦气回路管道、应急停堆和池水冷却系统管道、热水层管道)管路等。

1.2 CARR的辐射源

堆芯辐射源主要是锕系元素作者单位:河南省职业病防治研究院, 河南郑州450052作者简介:韩志伟(1966 ~), 男, 河南平顶山人, 从事放射卫生管理工作。和裂变产物; 回路水中放射性核素主要是水及水中杂质元素的活化, 如¹⁶N、Na, Fe, Mn等, 反应堆结构材料、燃料元件包壳及回路材料腐蚀产物的活化, 如Al、Fe, Ni, Co, Mn等; 堆顶操作大厅气空间中放射性的主要来源是自堆芯水中逸出而进入气空间中的放射性核素, 如⁸⁷Kr、⁸⁸Kr、¹³⁵Xe、¹³⁵I、³H、⁸⁹Sr、¹⁰³Ru、¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁵⁹Fe、²⁴Na等; 重水箱中的重水及重水中的杂质和腐蚀产物受到中子辐照活化而生成放射性核素, 如³H、¹²B、¹⁴C、¹⁵C、¹⁶N、¹⁹O、²⁰F、⁵²V、⁵⁵Cr等; 还有水平孔道和重水箱上部氦气腔中的辐射源⁴¹Ar^[1]。

1.3 职业危害因素分析

主要是一些中子辐射、γ和β辐射, 以及它们的混合场; 另外就是事故工矿下对工作人员和公众的过量照射。根据不同的辐射源项使用不同的屏蔽材料; 制定应急预案, 严格按照研究堆辐射安全操作规程开展源的实践活动。

2 研究堆的放射防护管理 2.1 CARR的放射性工作场所分区

放射性工作场所分区的目的是为保证工作人员接受的辐射剂量低于GB 18871 - 2002中规定的限值, 符合ALARA原则。根据反应堆厂房预计辐射水平, 污染水平和空气中放射性浓度, 将厂房划分为非限制区、监督区和控制区。在控制区内, 据预计外照射水平, 分为常规控制区(Ⅰ区)、限管控制区(Ⅱ区)和特许控制区(Ⅲ区) ^[2]。具体场所分区如表 1所示。

2.2 CARR的屏蔽结构

CARR设有热水层循环系统, 屏蔽下部放射性浓度较高的池水蒸发。反应堆水池和水池的混凝土墙壁是有效的生物屏蔽体, 使正常运行工况下堆芯放出的中子和γ射线受到屏蔽。池壁外和池底部是厚2 m的重混凝土生物屏蔽层, 水平孔道所有的门均用重混凝土填充, 并在孔道的外侧加上一面重混凝土墙, 使辐射剂量经过屏蔽后达到允许水平。为了保障工艺间外及堆小室的工作环境, 房间的墙壁做成混凝土屏蔽墙, 并使用铁门, 使得铁门外侧、屏蔽墙外侧和走廊的剂量率满足要求。CARR发生严重事故后, 把放射性气体"闷"在密封厂房内衰变, 开启事故应急通风系统, 该系统中高效过滤器和除碘过滤器, 也将使放射性向环境的释放减到最小^[3]。

2.3 CARR的辐射监测系统 2.3.1 工作人员的个人监测

工作人员的个人受照剂量的监测可分为两部分, 人体外照射的剂量监测和人体内照射的剂量监测。

2.3.1.1 人体外照射的测量

个人剂量监测系统主要由电子式个人剂量计、剂量读出器个人剂量监控计算机组成。为使个人累积剂量的测量结果更为可靠, 配备一套热释光剂量测量装置, 其测量结果可与电子式剂量计的测量结果进行比较。对于使用手部直接进行放射性操作的人员, 应佩戴指环剂量计监测。在反应堆进行辐照同位素生产中, 相关的操作人员有必要时须进行甲状腺碘测量, 初步拟定为1次/3月^[3]。

为防止放射性物质不可控转移及扩散, 在控制区出入口对离开控制区的工作人员的工作服表面和身体表面污染水平进行监测。并在门框式污染监测仪和全身表面污染监测仪之间设有淋浴设施。

2.3.1.2 人体内照射的测量

采用全身计数器对从事放射性工作人员每年进行一次内照射剂量测量。对于进行特殊操作的工作人员每年还需进行一次体内氚测量, 有必要时, 可采取生物取样监测^[3]。制定个人剂量信息分析统计制度, 对工作人员年受照剂量进行分析, 总结经验, 制定切实有效的防护措施, 符合ALARA原则。

2.3.2 场房的辐射监测

CARR设有的工艺辐射监测通道(包括反应堆厂房空气、燃料破损、冷却水、重水系统设备间气态氖等), 排出流的监测(包括烟囱排风、地下室排风、反应堆操作大厅、二楼工艺间排风等), 区域辐射监测和事故辐射监测。

3 CARR放射性废物处理

对CARR产生的放射性"三废", 在管理过程中遵循"减少产生、分类收集、净化浓缩、减容固化、严格包装、安全运输、就地暂存、集中处置、控制排放、加强监测"的方针^[4]。

4 应急预案和准备 4.1 应急计划

必须为研究堆设施制订覆盖应急状态下需开展的所有活动的应急计划。营运单位必须根据监管部门的要求以及必要时与相关的政府部门和地方当局或其他机构合作制订应急程序, 以确保在应急状态下所有厂区服务和外部援助能得到有效协调。根据应急计划制定应急响应程序。必须定期审查并在必要时修订应急计划和程序, 以确保吸取经验教训。运行人员在应对应急情况时必须根据既定的应急程序采取适当的行动。其他现场支持小组和厂外机构必须根据应急的性质和程度按照应急计划中的规定参与其中^[5]。

4.2 应急小组

包括了解研究堆目前运行情况的人员, 并且通常由反应堆运行管理机构领导。所有参与应急响应的人员都必须按需要定期接受在应急时如何履行其职责的教育、培训和再培训。所有现场人员都必须接受在应急时将要采取行动的培训。这些培训内容必须醒目地加以公示; 定期进行应急计划的演习、复审和修改; 应急状态需要使用的设施、仪器、工具、设备、文件和通讯系统必须妥善保管和维护, 使之处于随时可用状态, 并在假设的事故条件下不受影响或不失效。

5 退役计划

制订退役计划, 以确保整个退役过程的安全。退役计划必须在退役活动开始之前, 提交安全委员会和国家核安全监管部门审查和批准。退役期间进行的所有活动必须遵守质量保证大纲的要求, 预先制订有关需要贮存和最终处置的实验装置和其他受辐照设备的处理、拆卸和处置的程序。退役计划必须包括导致最终完全退役的所有步骤, 完全退役所达到的程度是:以最低限度的监督或不监督就能保证安全。这些阶段可包括贮存和监督、限制使用以及无限制使用。营运单位的责任必须在国家核安全监管部门批准后才能终止^[5]。

6 小结

目前我国老的研究堆逐渐达到或超过其设计寿期, 新型研究堆不断发展, 研究堆应用中的安全问题不容忽略。但是当前我国研究堆专项的职业危害因素分析工作开展较少, 应根据研究堆自身的职业病危害特点, 开展相应的职业病防治和辐射防护工作。