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高氚内照射风险检修工作的辐射防护实践

【摘要】高氚重水系统检修工作在重水反应堆中广泛开展，大部分此类检修工作

不仅存在γ外照射和放射性污染的风险，更存在可能超出职业照射剂量限值的氚

内照射风险。与外照射变化相对缓慢的特点相比，高氚重水导致的空气中氚水平

的变化迅速，加之影响工作人员氚内照射剂量的因素很多，因此建立一套完整的

辐射工作控制流程对于应对这种风险的发生十分必要。笔者以CANDU-6型重水堆

慢化剂主泵O型圈更换工作为例，从工作控制、辐射风险分析、辐射防护方案制

定、现场实施控制和实施效果分析等方面概述了高氚重水系统检修工作中的辐射

防护方法，以期为同类核设施的相关检修工作提供一定的借鉴和参考。

【关键词】氚；重水堆核电厂；内照射；辐射防护

秦山第三核电厂（以下简称秦三厂）位于浙江省海盐县，其反应堆机组是从

加拿大引进的CANDU-6型重水堆核电机组，总装机容量为2×728MWe，2台机组

分别在2002年和2003年投入商业运行，是国内仅有的2台商业重水堆机组。C

ANDU-6型重水堆使用了天然铀作为核燃料，为提高中子经济性，采用了中子吸

收截面更低的重水作为冷却剂和慢化剂。冷却剂系统为高温高压系统，单机组重

水装量约200吨；慢化剂系统为低温低压系统，单机组重水装量约260吨，这2

个系统在物理上完全隔离。重水中的氘被中子活化产生了大量的氚，理论上每年

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冷却剂系统将产生1.04×10TBq的氚，慢化剂系统每年则产生5.40×10TBq的

氚。由于在任意时间点有90%的慢化剂重水处于中子活化区，而冷却剂重水只有

10%处于中子活化区，因此慢化剂系统中氚的浓度要远远高于冷却剂系统，前者

是后者的40倍左右。理论上，在达到核电厂设计寿命（40年）时，2个系统中

的氚浓度均接近平衡浓度（即氚的产生速率和衰减速率相同），其中冷却剂系统

中氚的浓度约为0.072TBq/kg，慢化剂系统中约为3.2TBq/kg（数据来自秦三厂

设计文件）。与压水堆相比，重水堆冷却剂和慢化剂中的氚浓度要高2~4个数量

级，因此氚是重水堆辐射防护中最受关注的放射性核素之一。

氚发射低能β射线，平均能量为5.7keV，最大能量仅为18.6keV[1]，在空

气中的最大射程约为5mm，在水或人体组织中的最大射程约为5μm，电离辐射防

护与辐射源安全基本标准将氚归类为低毒放射性核素[2]，在核电厂辐射防护中

主要考虑其内照射风险。秦三厂设计有重水蒸气回收系统，正常运行时微量的重

水泄漏会被重水蒸气回收系统回收，但在异常工况或重水系统设备检修过程中，

冷却剂和慢化剂重水会暴露在空气中，重水中的氚以氚化水的形式进入工作场所，

使工作场所中的氚水平在短时间内迅速上升，通过呼吸道进入人体形成内照射，

如果工作人员未经防护的裸露皮肤直接接触高氚重水，氚会快速进入人体，对工

作人员造成非计划照射。根据全球重水堆运行经验，氚内照射剂量占重水堆集体

剂量的20%~30%[3]。氚化水进入人体后，如同轻水（H2O）一样参与人体的新陈

代谢循环，可在2~3h内与人体体液完全混合，均匀分布于全身，对人体全身器

官形成内照射，有研究结果表明，低水平慢性摄入氚化水可能会导致白血病或其

他恶性肿瘤的发生[4-5]。因此，在重水堆运行和检修过程中，降低工作环境中

氚的浓度，防止氚通过呼吸和皮肤进入工作人员体内，控制工作人员的氚内照射

剂量，是重水堆辐射防护中最重要的课题之一。

氚防护的关键在于防止和减少其进入人体，可以从监测、包容、净化等方面

开展防护工作[6]。秦三厂每年有大量的重水系统检修工作，其中以慢化剂主泵

检修的氚内照射风险最高，我们以该工作为例，对重水堆高氚重水检修工作的辐

射安全管理体系进行系统的介绍。

1研究过程

1.1重水堆氚防护常用量

1.1.1重水中氚的比活度

表征重水中氚的比活度的单位为Bq/kg，这个值比较小，更常见的单位有G

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Bq/kg（10Bq/kg）和TBq/kg（10Bq/kg）。

1.1.2年摄入量限值

参考人在1年时间内经吸入、食入或皮肤摄入的某种核素的量，其所产生的

待积剂量等于相应的剂量限值，对于年待积剂量为20mSv的氚，年摄入量限值为

9

1.11×10Bq。