秦山第三核电厂是国内第一座也是目前唯一的一座CANDU6型重水堆核电站，两台机组分别于2002年12月和2003年7月投入商业运行，迄今已连续运行近15年。CANDU6型重水堆核电站采用高纯度的重水作为慢化剂和冷却剂，其中的氘在堆芯中被中子活化生成氚，再随着泄漏、维修、扫气等活动逃逸出系统，挥发到厂房空气中，对厂房内的工作人员形成内照射。根据世界各国重水堆核电站的运行经验，氚内照射剂量对工作人员年剂量的贡献约为总剂量的20%~40%^[1]。

氚为纯β发射体，半衰期12.3年，其β射线的最大能量为18.59 keV，平均能量仅5.68 keV。由于射线能量低，穿透能力弱，氚发射的β粒子在人体组织中的最大射程约6 μm，比表皮下基底皮肤细胞的深度(约70 μm)小许多，因此氚对人体无法形成外照射。重水堆核电站慢化剂和冷却剂中的氚主要以氚化水的形式存在。氚化水的物理化学特性与水基本相同，极易在空气挥发，形成氚化水蒸汽，通过吸入、皮肤吸收和食入进入，大约2~3 h内就可以通过血液循环系统均匀分布于人体，使全身所有器官受到均匀照射。97%的氚化水进入血液后迅速与体水混合，生物半排期约10天；其余3%则渗入有机分子，其生物半排期约40天^[2]。

秦山第三核电厂冷却剂和慢化剂中的氚浓度随着机组运行时间的增加将逐渐增加。根据设计，系统中的氚浓度在机组运行40年后接近饱和浓度^[3]。本文仅对秦山第三核电厂运行15年来的职业人员氚内照射剂量监测进行整理和分析。

1 对象与方法 1.1 监测对象

秦山第三核电厂对在现场工作期间所有可能摄入氚的放射性工作人员(包括承包商人员)进行氚内照射个人剂量监测，其中常规监测周期根据工作人员摄入氚的风险，分为14天和30天，机组停堆大修期间，由于氚内照射风险显著增加，所有人员的常规监测周期统一为14天。特殊监测和任务监测根据实际需要开展。

正常情况下，不对短时间进入现场的参观、检查等人员进行氚内照射剂量监测，特殊情况下根据需要进行特殊监测或任务监测。

1.2 测量方法

氚的内照射监测实际上主要是对工作人员的生物样品进行分析，通常分析工作人员的尿样。监测方法有生物样品直接测量法和氧化蒸馏法等^[4]。由于监测人数和监测频度高，秦山第三核电厂采用尿样直接测量法测量分析人员体内的氚浓度，进而估算人员的氚内照射剂量。工作人员在指定的时间内留取尿样，测量人员取一定量的尿样，与闪烁液混合后，使用液体闪烁计数器直接测量尿样中的氚活度浓度。

2 结果 2.1 总体情况

秦山第三核电厂的个人剂量监测开始于2002年，但一号机组2002年底商运，二号机组2003年7月商运，故两台机组每年全年都有监测数据的年份实际上从2004年开始。历年氚内照射剂量监测人数的变化体现了这个情况(表 1)。监测人数从2004年起相对稳定，平均每年约1 600人，占历年平均个人剂量监测总人数的74.88%，氚内照射剂量监测总次数年平均约11 000人次。

自2004年以来，年度氚内照射集体剂量的平均值为149.62人·mSv，占平均年度总集体剂量份额的19.07%。氚内照射集体剂量同系统中氚浓度、机组运行工况和涉氚作业工作量密切相关。机组运行初期，系统中氚浓度比较低，氚内照射集体剂量因此也较低；随着运行时间的增加，氚内照射集体剂量跟随系统中氚浓度的增加而增长(图 1)；从2008年开始，电厂对氚内照射的辐射防护技术和管理手段日趋完善，氚内照射集体剂量持续增长的趋势被控制住，呈相对稳定的状态；2012年下半年，电厂强化了辐射防护最优化管理，鼓励基层工作人员参与最优化，剂量降低效果显著，氚内照射集体剂量逐年下降^[5]。但2016年由于机组大修期间运行工况异常，且大修期间摄氚作业工作量增加，全年氚内照射集体剂量达到260.97人·mSv，为历年最高值^[6]。

自2003年以来，秦山第三核电厂没有发生个人氚内照射剂量超出国家法定个人剂量限值的情况，也未发生个人内外照射总有效剂量超出国家法定个人剂量限值的情况。2011年最大个人氚内照射剂量为14.63 mSv，为历年最高值(图 2)。原因是当年二月份，一名焊工在切割和焊接慢化剂系统管道时意外摄入氚，电厂及时启动人员意外摄氚应急预案，将焊工送专业医院进行医学促排。经过促排，该焊工因意外摄氚而受到的氚内照射有效剂量为14.53 mSv，加上当年已经累积的氚内照射剂量，其全年个人氚内照射剂量14.63 mSv，低于国家个人剂量限值和电厂管理目标值^[7]。其它年份最大个人氚内照射剂量均低于6 mSv。

自2003年以来，历年年度平均个人氚内照射剂量低于0.16 mSv，年度个人氚内照射剂量超过2 mSv的人员共18人(次)，其中5人(次)单次摄入氚所致的氚内照射剂量超过2 mSv。

2.2 氚内照射受照人员按剂量区间统计

自2003年以来，秦山第三核电厂历年监测人数总计23 493人(表 1)，其中每年氚内照射剂量低于0.10 mSv的总人数为18 036人，占总监测数的76.77%(图 3)。15年中每年氚内照射剂量超过1 mSv的人数总计仅为185人，占总监测数的0.79%；超过5 mSv的仅2人，超过10 mSv的1人，当年氚内照射剂量为14.63 mSv。

选取人数分布较为典型的2011、2016和2017年进行比较。表 2可见，2011年各剂量段均有人员分布，这同当年发生一起人员意外摄氚事件有一定关系。事件中除焊工接受了14.53 mSv的氚内照射剂量外，工作组有一名人员也意外摄氚，其年度氚内照射剂量为3.26 mSv。

2016年的氚内照射集体剂量为历年最高，从人员分布上可以看出高剂量区间的受照人员较多，其中年度氚内照射剂量大于1 mSv的人员有48人，在该剂量区间也是历年的最大值。2017年氚内照射集体剂量控制为2005年以后的最低值，人员剂量主要分布在低剂量区间，超过1 mSv的只有5人。

2.3 按职业统计氚内照射剂量

不同于压水堆核电站，重水堆核电站在设计上，允许工作人员在正常运行期间进入反应堆厂房的大多数区域并长时间停留^[1]；机组停堆大修期间，系统开口作业较多，反应堆厂房空气中氚的浓度会在局部甚或整体有明显升高，增加进入反应堆厂房的工作人员的氚内照射风险。维修人员、燃料操作人员、辐射防护人员、运行人员、化学人员和技术人员是重水堆核电站职业照射的主体，也是氚内照射剂量所占份额较大的人群(表 3)。根据过去15年的监测数据，这六类人员的氚内照射集体剂量占到了电厂氚内照射集体剂量的85.31%。

表 3可见，氚内照射集体剂量最多的职业人群分别是维修人员、燃料操作人员和辐射防护人员，他们的氚内照射集体剂量占电厂氚内照射集体剂量的75.51%；平均个人氚内照射剂量最高的职业人群分别是燃料操作人员和辐射防护人员，分别为0.24 mSv和0.14 mSv，其余职业人群均低于0.10 mSv。

维修人员是监测的主要人群，监测人数和氚内照射集体剂量都比较大，氚内照射集体剂量占电厂平均年度氚内照射集体剂量的份额接近一半。维修人员的人均氚内照射剂量低，原因是维修人员每年的氚摄入集中在两月左右的机组停堆大修期间，正常运行期间摄入量小；燃料操作人员是重水堆特有的一类人员，他们的工作主要围绕装换料系统，摄氚作业的工作量全年相对均衡，摄氚风险也是重水堆所有职业人群中最高的，因其全年氚的摄入量相对均衡而高，故燃料操作人员的人均氚内照射剂量最大；辐射防护人员不是摄氚作业的直接实施者，但他们的工作性质决定了所有存在摄氚风险的活动都会有他们参与。无论机组停堆大修还是正常运行，辐射防护人员全年摄氚的工作量相对均衡，但摄氚量相比燃料操作人员要少。

重水堆核电站其它职业人群氚内照射的风险相对较低，年度人均氚内照射剂量小于0.03 mSv。

2.4 燃料操作人员的氚内照射剂量

重水堆核电站采用天然铀作为燃料，为维持一定的反应性，每天都需要进行换料。相对于压水堆核电站的装换料人员，重水堆核电站的燃料操作人员为常设人员，机组正常运行期间几乎每天都要实施装换料操作；还由于重水堆装换料系统的复杂性，燃料操作人员的工作职责不仅仅是装换料，还要维持整个装换料系统的正常运行，装换料系统的技术管理、运行操作和维护维修都由燃料操作人员独立负责。装换料系统由于直接活动于反应堆堆芯，且系统内流动电站主热传输系统的冷却剂，无论外照射还是氚内照射风险都比较高，这导致重水堆核电站燃料操作人员的个人剂量在全厂所有工种中是最高的。秦山第三核电厂燃料操作人员的年均个人剂量约2.85 mSv，其中氚内照射剂量的年均值约0.24 mSv^[8]。

燃料操作人员的氚内照射剂量的变化趋势总体上与电厂年度氚内照射集体剂量的变化趋势相吻合，但局部有较大的差异，比如2014和2015年在电厂氚内照射集体剂量总体持续降低的情况下，燃料操作人员的氚内照射剂量却持续升高(图 4)。这说明燃料操作人员的氚内照射剂量更多地受局部工作和环境影响，而这些工作和环境对电厂其他人员的影响不大。

2.5 辐射防护人员的氚内照射剂量

核电站辐射防护人员负责所有与放射性相关的辐射监测和防护实施，这决定了辐射防护人员面向的工作人员、工作内容和工作场所都是全厂性的，而绝非局部或单一的，因此辐射防护人员可能受到的辐射照射也是全厂性的。在重水堆核电站，辐射防护人员接受氚内照射风险的严重性不一定是最大的，但几率最高。

从图 5可以看出，辐射防护人员的氚内照射剂量变化趋势无论总体还是局部，都同电厂历年氚内照射集体剂量的变化趋势吻合。这也说明了辐射防护人员的工作是全厂性质的。

3 讨论

秦山第三核电厂两台重水堆核电机组自投入商业运行以来，充分借鉴国外重水堆核电站辐射防护运行经验，不断探索和完善氚内照射防护的技术和管理措施，持续开展辐射防护最优化，强化氚内照射辐射防护和剂量降低，氚内照射防护取得了良好的成绩，氚内照射集体剂量及占电厂集体剂量的份额，在世界各国重水堆核电站中均达到最低值。

商运15年来，秦山第三核电厂人员氚内照射防护和监测是有效的，人员氚内照射剂量被严格控制在国家限值和电厂管理目标值以内。虽然在2011年发生了一起人员意外摄入氚的事件，但电厂响应及时，紧急应对措施得当，及时对当事人进行医学促排，使得当事人的有效剂量得到了有效的控制。事件处理过程中记录完整详细，不仅帮助电厂改进和完善了电厂辐射防护，确保了类似事件未再发生，也能为国内其它涉氚行业发生类似事件时的处理提供可借鉴的经验。

随运行时间的增加，秦山第三核电厂慢化剂和冷却剂中氚的浓度也会越来越高，电厂氚内照射辐射防护面临的挑战也会越来越大。电厂应充分总结运行经验，查找氚内照射防护客观规律，广泛借鉴国外重水堆核电站管理经验，持续完善氚内照射防护技术与手段，持续提高氚内照射防护业绩，更好地保护工作人员的辐射安全与健康。