铀燃料元件制造设施职业照射分析及改进措施

汪世军,赵善桂,吕 丹,李小龙,刘运陶,刘新华,周海兵,申 红

(1. 环境保护部核与辐射安全中心,北京100082；2. 中核建中核燃料元件有限公司，四川宜宾644000)

铀燃料元件制造设施职业照射分析及改进措施

汪世军1,赵善桂1,吕 丹1,李小龙1,刘运陶1,刘新华1,周海兵2,申 红1

(1. 环境保护部核与辐射安全中心,北京100082；2. 中核建中核燃料元件有限公司，四川宜宾644000)

文章通过对我国某铀燃料元件制造设施职业照射数据的统计分析，并与国内统计数据对比，总结得出某铀燃料元件制造设施职业辐射防护中的薄弱环节，结合铀燃料元件制造设施的工艺生产现状及辐射防护特点，针对性地提出改进相关设备的密封性、改善操作的自动化水平，以降低工作场所气溶胶浓度和工作人员的居留时间，从而降低个人剂量的优化方案。

燃料元件制造设施；个人剂量；职业照射

随着我国核电的快速发展，核电厂所需的铀燃料元件逐年增加，加工制造铀燃料元件设施的产能也随之大幅提升。整个社会对核燃料循环设施的核与辐射安全更加关注，其中，设施内工作人员的职业照射情况是重要的关注点之一。因此，分析研究铀燃料元件制造设施内工作人员个人剂量数据，发现职业辐射防护的薄弱环节，并运用辐射防护最优化的方法进行分析及提出改进措施，对于提高核燃料循环设施运行管理水平，以及职业辐射防护管理水平，具有十分重要的作用。

1 铀燃料元件制造中物料的辐射特性

铀燃料元件制造是以低浓铀(六氟化铀)为原料经重铀酸铵(ADU)工艺流程制备UO2粉末，再将UO2粉末均匀化处理，经烧结、磨削制备UO2芯块，最终组装成核电厂所需的燃料组件。

铀燃料元件制造设施中操作的对象为UF6气体、U3O8、UO2粉末、UO2芯块，主要放射性物质为铀(234U 、235U、238U)，其中235U含量小于5%[1]。

铀燃料元件制造设施中的主要放射性物质为—铀，其辐射特性以α放射性为主，兼有一定的β、γ辐射。铀的放射性核素有234U、235U、238U，其主要辐射性能见表1。

铀燃料元件制造设施运行中对造成工作人员造成辐射照射的主要途径为：

表1 放射性核素234U、235U、238U的主要辐射性能[2、3]

注：核素的半衰期数据引自《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)，其他数据引自《辐射防护手册 第一分册 辐射源与屏蔽》。

(1) 含铀气溶胶：在生产线运行中，有少量的铀化合物释放到工作场所，形成放射性气溶胶，工作人员吸入后造成内照射危害；

(2) 表面放射性污染：设施内的设备、管道及地面、墙面和工作台面等表面因沾污铀放射性或放射性气溶胶的沉积形成表面污染，放射性物质沾染到人体表面导致食入、伤口渗入或放射性物质再次悬浮形成放射性气溶胶而被工作人员吸入造成内照射危害；

(3) 外照射：物料容器、中间产品容器、铀料操作设备和物料库房等大量物料暂存场所，放射性物质存量较大，β、γ照射较为显著，可对工作人员造成一定外照射危害。

针对上述的主要照射途径，铀燃料元件制造设施通常采用的辐射防护措施有：设施在设计时根据国家标准对辐射工作场所进行分区管理，对放射性厂房出入口进行控制；各厂房设置卫生出入口或通过间，防止控制区与监督区之间的放射性污染的扩散；各厂房设计时设计了人流、物流的控制措施，并考虑人流物流分开以防止交叉污染；各工艺厂房按照工艺生产特点设置有通排风系统及净化系统，对降低工作场所放射性气溶胶浓度起到良好的保证作用；控制区内气溶胶浓度比较高的岗位，采取密闭包容措施或独立布置，并加强局部排风；工作场所设置有气溶胶取样监测系统，能及时发现气溶胶浓度超标并通知工艺工种查找原因并采取处理措施；对于进入辐射工作场所控制区的工作人员要求使用个人防护用具并制定有相应操作及管理程序。这些防护措施可以有效地降低工作场所的放射性污染，减少工作人员所受到的辐射照射。

2 职业照射个人剂量比较分析

我国某铀燃料元件制造设施近年(2008—2012)来的个人剂量(外照射、内照射)统计结果见表2～表4。

表2 某铀燃料元件制造设施内照射个人剂量数据统计表

注：DDL是指根据测量系统的探测下限推算出的“剂量值”；DOSE是指个人剂量。

表3 某铀燃料元件制造设施外照射个人剂量数据统计表

表4 某铀燃料元件制造设施个人剂量数据统计表

根据《中国辐射水平》中列举的我国1991—2000年期间核燃料制造职业照射统计数据[4]，从1991年到2000年的10年期间，核燃料制造设施工作人员职业照射的年均监测人数为702人，年人均有效剂量为2.23mSv。

3 分析及改进措施

从表4的数据可以分析得出，某铀燃料元件制造设施工作人员的年人均有效剂量的最高值低于国家标准《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)规定的工作人员年剂量限值20mSv[2]，也低于行业标准《铀加工与核燃料制造设施辐射防护规定》(EJ 1056—2005)要求的年有效剂量当量管理控制值 10mSv/a[5]。

根据UNSCEAR 2000年报告统计，1990—1994年间，全世界核燃料制造工作人员的年人均剂量为1.03mSv[4]。从《中国辐射水平》中的数据也可以分析得出，我国1991—2000年的年人均有效剂量为2.23 mSv，高于世界年人均剂量。

表5是某铀燃料元件制造设施近几年按岗位统计的个人剂量统计数据。从表5中可以看出，干法、压制、烧结、磨削等4个岗位的个人剂量的最大值和平均值都比其他岗位的个人剂量的最大值和平均值大,与《中国辐射水平》列举的国内统计数据以及UNSCEAR 2000年报告统计的年人均有效剂量也有较大差距。

表5 某铀燃料元件制造设施个人剂量最大值统计

内照射剂量当量的估算公式：

H内=e(g)·C·V· (1-f)·t

式中：H内——内照射剂量当量(Sv)[6]；e(g)——待积有效剂量(Sv/Bq)[2]，对具体的核素H内为常数，具体数值参见GB 18871—2002表B3；

C——岗位平均气溶胶浓度(Bq/m3)；

V——参考人呼吸率(m3/h)，V=1.2m3/h；f——个人防护器具的过滤效率(无量纲，f为常数)；

t——年有效工作时间(h)。

根据公式(1)，对于特定的工作场所，放射性气溶胶的核素是已知的，e(g)、V、f等参数为常数，依据操作物料及工艺操作的特点、结合辐射防护最优化分析，采取改进措施，降低辐射工作人员年有效工作时间(h)和岗位平均气溶胶浓度(Bq/m3)，就能降低辐射工作人员的内照射剂量。因此，改进这四个岗位相关设备的密封性，降低设备的泄漏率以减少放射性物质的释放，从而降低相关工作场所的气溶胶浓度，采取提高工作岗位的自动化操作水平，改善辐射防护管理措施，以减少辐射工作人员的年有效工作时间(t)。预计可将工作人员年个人有效剂量降低，从而使设施的年均个人有效剂量降低到一个合理水平。最终形成了对这四个岗位的工艺改进方案(包括对工作人员个人剂量的影响分析)如下：

(1) 干法岗位

该岗位工作人员所受辐射照射主要是内照射，气化工序及转化工序的物料均密封在设备及管道内部，气溶胶释放量较小，气溶胶释放量较大的岗位主要是稳定化岗位。

现有生产线中，检查料斗下料后接专用料桶，均匀化时，翻转料筒，然后与均匀化装置对接，进行下一步操作。粉末操作次数多，增加了放射性气溶胶的释放。改进时可将稳定化与均匀化采用气流输送装置，减少粉末操作次数，从而减小放射性气溶胶的释放。200L料桶的进出料口均在上部，负压输送物料时，需将进出料口打开，将吸嘴插入，从上部吸料。改进时可将料桶改为上进下出的形式，进出料口设置快速接口直接与生产线和负压输送系统对接，形成完整的密封系统，从而减小放射性气溶胶的释放。

通过对输料方式的改进，避免粉末泄露，同时还能减小工作人员接触物料的时间。因此后续的运行中，工作人员年个人有效剂量将有所减小，且个人剂量分布将比较均匀。

(2) 压制、烧结、磨削岗位

1) 粉末制粒工序整套设备设计改进为集中控制，正常情况下工作人员只需隔一定时间加料、接料，其余操作基本可以在控制室内完成，这样就减少了工作人员在现场的操作次数和时间。

2) 粉末暂存区、轧片制粒间、成型压制间、烧结区、磨削区、芯块库房和芯块装管间等不同污染水平区域之间采用实体隔离。UO2粉末倒料接口处均设有局排风罩；旋转成型压机设有防护罩，并就近连接粉尘回收装置，尾气排入局排系统；人工外观检查在通风柜内进行，通风柜设局部排风；烧结炉进出料口及排气管上方装有局排风罩；芯块磨削的上料、磨削在防护罩内进行并设有局部排风；氧化装置的进出料工作箱和氧化炉均设置局部排风。

3) 压制工序、烧结工序和磨削工序之间采用自动导引运输车(AGV)物料自动转运系统替代人工小车转运，物料自动转运系统包括物料自动暂存货架和自动转运小车。物料暂存货架采用合适的材质设置密闭罩，减少集中物料贮存对操作人员的外照射危害。整个物料的暂存、转运、存取操作均为自动化操作，不需要工作人员现场操作。

相关岗位自动化改进后的工作时间与原工作时间(改造前)的比较见表6。

表6 原生产线工作时间与改进后的工作时间比较

通过上述各岗位改进措施的实施，可提高相关设备的密封性，减少放射性物质的弥散，从而降低工作场所的气溶胶浓度，同时通过提高相关岗位操作的自动化水平，减小工作人员的居留时间，减小工作人员吸入放射性气溶胶的总量。对于这些原生产线受照射剂量较高的岗位，初步估计可减少10%左右(单纯考虑工作时间的减少时)的受照剂量，同时需在运行中加强工艺设备密封性能的定期检查，适度加强工作场所表面污染和气溶胶的监测频度，加强日常辐射防护管理，初步估计可以将工作人员年有效个人剂量控制到8mSv以下。

4 结论

通过对某设施个人剂量数据及岗位现状的分析确定了改进措施，在只考虑工作时间减少10%左右的情况下，初步估计可将个人剂量降低到8mSv以下，这对于降低该设施的职业照射，提高职业辐射防护水平是十分有效的方法。

因我国铀燃料元件设施的职业辐射防护水平与国际水平相比还存在一定的差距，在考虑经济和社会因素的前提下进一步降低我国铀燃料元件设施的个人剂量一直将是职业辐射防护的重点工作目标。

[1] 《注册核安全工程师岗位培训丛书》编委会.核安全综合知识(修订版)[M].北京：经济管理出版社，2013.

[2] GB 18871—2002, 电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S].中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局.中国标准出版社，2002.

[3] 李德平，潘自强等. 辐射防护手册 第一分册 辐射源与屏蔽[M].北京：原子能出版社，1987.

[4] 潘自强,刘森林等.中国辐射水平[M].北京：原子能出版社，2010.

[5] EJ 1056-2005，铀加工与燃料制造设施辐射防护规定[S].国防科学技术工业委员会.2005.

[6] U.S. Department of Energy.DOE-STD-1136-2004,Guide of Good Practices for Occupational Radiological Protection in Uranium Facilities[S]. Washington, D.C. 20585, December 2004.

[7] 文湘闽,刘忠恕,李红,等.核燃料化工转化生产线正常运行时对作业人员辐射影响[J].预防医学情报杂志,2009,25(12):1057-1060.

[8] 中国核工业总公司安防环保卫生局，职业性照射个人剂量监测与管理培训班资料汇编[G]. 1996年12月.

Analysis of Occupational Exposure of Uranium fuel Fabrication Facilities and its Improvement Measures

WANG Shi-jun1, ZHAO Shan-gui1, LV Dan1, LI Xiao-long1, LIU Yun-tao1, LIU Xin-hua1, ZHOU Hai-bing2, SHEN Hong1

(1. Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China; 2. CNNC Jianzhong Nuclear Fuel Co., Ltd., Yibin of Sichuan Prov. 644000, China)

Occupational exposure data of a Uranium fuel fabrication facility were analyzed statistically. Weak points in radiation protection were found by comparison with national data. Combining with the current manufacturing process and the characteristics of radiation protection, the suggestions on improvement proposal of related equipment sealing performance and operation automation level were proposed for reducing workplace aerosol concentration and staff residence time so as to reduce personal dose.

Fuel fabrication facilities；Individual dose；Occupational exposure

2016-09-26

汪世军(1971—)，男，高级工程师，学士，主要从事辐射安全审评工作

申 红：shenhong@chinansc.cn

TL75+2.2

A

0258-0918(2016)06-0869-05