核電廠典型放射性熱點(diǎn)的管理控制與優(yōu)化

陳琛祥，曾進(jìn)忠，倪 偉，黃 剛，何俊男

(中核核電運(yùn)行管理有限公司保健物理二處，浙江 海鹽 314300)

隨著社會(huì)的發(fā)展，環(huán)保意識(shí)的增強(qiáng)，加上日本福島事故以及國內(nèi)“5.7南京放射源丟失事件”的輿論影響，人們對核能發(fā)展持越來越謹(jǐn)慎態(tài)度。只有消除公共領(lǐng)域?qū)四馨l(fā)展的擔(dān)憂與恐懼，才能為核能可持續(xù)發(fā)展創(chuàng)造一個(gè)良好的輿論環(huán)境，這就要求各核能利用單位和部門不斷提高輻射防護(hù)業(yè)績，以人為本，切實(shí)減少放射性對人類和環(huán)境的不利影響。因此如何降低現(xiàn)場輻射水平，減少人員的受照劑量，貫徹清潔電廠的理念，是核電企業(yè)一個(gè)長期研究的課題，而放射性熱點(diǎn)的有效管控將是最為切實(shí)可行的重要手段。

沉積在回路表面的活化腐蝕產(chǎn)物對工作人員的集體劑量有主要貢獻(xiàn)，一般80%～90%的核電廠人員集體劑量均來自于沉積活化腐蝕產(chǎn)物的貢獻(xiàn)。腐蝕產(chǎn)物產(chǎn)生于核電廠結(jié)構(gòu)材料的內(nèi)表面，因?yàn)槎研緝?nèi)的主要結(jié)構(gòu)材料為鋯合金，其產(chǎn)生的腐蝕產(chǎn)物相對較少，而堆芯外表面為腐蝕產(chǎn)物的主要貢獻(xiàn)者。在堆芯外回路結(jié)構(gòu)材料表面產(chǎn)生的腐蝕產(chǎn)物可以釋放到冷卻劑、并且轉(zhuǎn)移到反應(yīng)堆堆芯中，有一定的份額沉積、被活化，并且可能通過持續(xù)的交換過程重新釋放到冷卻劑中[1]。

在電廠長期運(yùn)行過程中，冷卻劑中的活化腐蝕產(chǎn)物不斷沉積在主系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)的設(shè)備、閥門、管道內(nèi)壁，隨著核電機(jī)組堆齡的增加，形成放射性熱點(diǎn)，且數(shù)量逐漸增多。這些放射性熱點(diǎn)輻射水平較高、不易消除，是核電廠輻射控制區(qū)部分區(qū)域或房間輻射水平升高的主要原因，也是運(yùn)維人員受照劑量的主要來源。

1 國內(nèi)核電廠放射性熱點(diǎn)管理現(xiàn)狀及問題

目前，國內(nèi)大部分核電廠對放射性熱點(diǎn)管控體系建設(shè)的系統(tǒng)化研究和實(shí)踐尚處于摸索階段，在管控和處置中普遍存在以下問題：

(1)電廠未建立熱點(diǎn)分析和處置的標(biāo)準(zhǔn)化管控制度，未建立完備的放射性熱點(diǎn)清單目錄，缺乏對熱點(diǎn)的統(tǒng)一、規(guī)范、專業(yè)化管理；

(2)電廠對熱點(diǎn)管控措施的研究不夠深入和豐富，長期停留在屏蔽、隔離等消弱源項(xiàng)影響范圍的手段上；

(3)電廠未建立熱點(diǎn)源項(xiàng)分析、處置機(jī)制，未從根本上消除或減少熱點(diǎn)源項(xiàng)的形成條件，從而達(dá)到治標(biāo)治本、防治結(jié)合的目的；

(4)行業(yè)內(nèi)尚未建立專業(yè)化、規(guī)模化的熱點(diǎn)源項(xiàng)分析和處理團(tuán)隊(duì)，僅依托各電廠自身技術(shù)能力，技術(shù)力量薄弱，專業(yè)化不強(qiáng)；

(5)國內(nèi)尚未建立同類型電廠熱點(diǎn)的分析、處置的標(biāo)準(zhǔn)模式，各電廠對外交流的良好實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，其推廣價(jià)值往往因其“特色”得不到同行認(rèn)同，其他電廠難以吸收和借鑒，造成行業(yè)資源浪費(fèi)。

2 典型放射性熱點(diǎn)的管控與優(yōu)化體系

秦二廠輻射防護(hù)通過多年現(xiàn)場實(shí)踐與經(jīng)驗(yàn)積累，逐步建立了核電廠典型放射性熱點(diǎn)的管控與優(yōu)化體系，并在摸索和創(chuàng)新研究中不斷發(fā)展完善，取得了良好的成效，具體方法如圖1所示。

圖1 典型放射性熱點(diǎn)管控與優(yōu)化體系Fig.1 Typical radioactive hot-spot control and optimization system

2.1 建立完備的典型放射性熱點(diǎn)系列清單和分類管理方法

對核電廠的放射性熱點(diǎn)進(jìn)行全面的梳理、排查，建立典型放射性熱點(diǎn)系列清單，并定期對清單中的熱點(diǎn)進(jìn)行有效更新，實(shí)時(shí)掌握電廠熱點(diǎn)的特征信息。

2.1.1典型放射性熱點(diǎn)系列清單建立的數(shù)據(jù)基礎(chǔ)

典型放射性熱點(diǎn)系列清單的建立主要基于機(jī)組常規(guī)監(jiān)測數(shù)據(jù)，并以操作監(jiān)測、特殊監(jiān)測的數(shù)據(jù)作為補(bǔ)充：

(1)常規(guī)監(jiān)測：機(jī)組大修、小修、日常功率運(yùn)行期間的輻射水平定期測量數(shù)據(jù)；

(2)操作監(jiān)測：機(jī)組大修、小修、日常功率運(yùn)行期間輻射工作介入的輻射水平測量數(shù)據(jù)；

(3)特殊監(jiān)測：特定工況、運(yùn)行模式變化、放射性系統(tǒng)投運(yùn)、運(yùn)行切換操作等情況下，部分放射性系統(tǒng)的輻射水平測量數(shù)據(jù)。

2.1.2典型放射性熱點(diǎn)系列清單中熱點(diǎn)的確定方式

典型放射性熱點(diǎn)系列清單中熱點(diǎn)確定,主要基于機(jī)組1個(gè)及以上燃料循環(huán)周期內(nèi)的2.1.1節(jié)范圍的輻射水平數(shù)據(jù)，通過一定限制條件來篩選熱點(diǎn)，并在后續(xù)的各類監(jiān)測活動(dòng)中進(jìn)行有條件的增補(bǔ)或刪減。熱點(diǎn)的選取條件為：接觸劑量率水平高于環(huán)境劑量率3 倍，且接觸劑量率達(dá)到0.5 mSv/h的點(diǎn)或局部[2]。以秦二廠為例，某點(diǎn)或局部接觸劑量率水平高于環(huán)境劑量率3倍，且接觸劑量率達(dá)到0.5 mSv/h，即判定為熱點(diǎn)。值得注意的是，熱點(diǎn)的判斷條件與所在房間的輻射分區(qū)無直接關(guān)系。

通過上述條件篩選，初步建立放射性熱點(diǎn)清單。清單中包括熱點(diǎn)的特征信息，包括但不限于：所屬系統(tǒng)及標(biāo)識(shí)、輻射水平、所在區(qū)域。

圖2 核電廠典型放射性熱點(diǎn)清單的建立和更新方法Fig.2 Establishment and update method of typical radioactive hot-spot list in nuclear power plants

2.1.3典型放射性熱點(diǎn)系列清單分類管理方法

電廠放射性熱點(diǎn)受機(jī)組狀態(tài)、運(yùn)行方式和運(yùn)行水平、一回路水質(zhì)等因素影響，各放射性熱點(diǎn)的特征可能是一個(gè)動(dòng)態(tài)變化過程，如放射性水平、熱點(diǎn)位置等，建立放射性熱點(diǎn)清單分類管理制度，采取定期或不定期的監(jiān)測方式，可以對熱點(diǎn)實(shí)施動(dòng)態(tài)跟蹤和持續(xù)改進(jìn)。一般分類原則是：

(1)長期固定熱點(diǎn)：采取最優(yōu)化的管控措施，制定長期監(jiān)測計(jì)劃，條件成熟的，應(yīng)考慮措施以去除熱點(diǎn)源項(xiàng)；

(2)偶發(fā)性或可去除的熱點(diǎn)：通過2個(gè)以上燃料循環(huán)周期的監(jiān)測，確認(rèn)熱點(diǎn)的偶發(fā)性或去除后不再重復(fù)發(fā)生，綜合評估后可從清單中剔除，但須保存相關(guān)處理經(jīng)驗(yàn)；

(3)條件觸發(fā)類熱點(diǎn)：應(yīng)在清單中注明其觸發(fā)的條件、歷史輻射水平，到達(dá)觸發(fā)條件前及時(shí)制定監(jiān)測計(jì)劃和防護(hù)方案，進(jìn)行有效管控。

2.2 建立放射性熱點(diǎn)的專項(xiàng)分析與處理制度

放射性熱點(diǎn)的特征是動(dòng)態(tài)變化的,建立一套完整的放射性熱點(diǎn)的分析與處理制度，有利于對放射性熱點(diǎn)實(shí)施有效管控。

2.2.1建立放射性熱點(diǎn)分析制度

定期收集和更新放射性熱點(diǎn)清單中熱點(diǎn)的特征信息并進(jìn)行分析，形成一套完善的分析制度，制度中要明確分析的要素、方法、成因。熱點(diǎn)的特征主要包括但不限于：所屬系統(tǒng)及標(biāo)識(shí)、輻射水平、源項(xiàng)典型核素、所在區(qū)域、成因情況、劑量貢獻(xiàn)、危害影響、出現(xiàn)規(guī)律等，涉及系統(tǒng)運(yùn)行、設(shè)備、材質(zhì)、水質(zhì)的熱點(diǎn)，成因復(fù)雜，可以組織專項(xiàng)分析。

通過上述信息的收集和分析，掌握熱點(diǎn)動(dòng)態(tài)，確定熱點(diǎn)合適的處理時(shí)機(jī)、最優(yōu)化的處理和防護(hù)方法，便于后續(xù)熱點(diǎn)的長期跟蹤和處理。

2.2.2建立放射性熱點(diǎn)處理制度

輻射防護(hù)部門對熱點(diǎn)的管控設(shè)定期望值，如：從源項(xiàng)考慮盡可能減少固定熱點(diǎn)的數(shù)量和降低輻射水平，對于無法去除或降低的熱點(diǎn)也應(yīng)采取合適的管控措施，如屏蔽、隔離、警示等，確保各熱點(diǎn)均處于輻射防護(hù)監(jiān)管之下。熱點(diǎn)的處置要以分析為前提，采取最優(yōu)化的處置方法，最終以文件的形式進(jìn)行固定，如處理方案、指南、操作單等。

因熱點(diǎn)成因的復(fù)雜性，使其在管控上很難一概而論、存在反復(fù)發(fā)生、處理效果不佳等可能性，需要在實(shí)踐中逐步摸索其處理的最佳方案。實(shí)踐中熱點(diǎn)處理經(jīng)驗(yàn)的積累，要周期性、系統(tǒng)化考慮并進(jìn)行歸納，如按成因、系統(tǒng)、處理方法等，一般周期可為一個(gè)堆年。

2.3 開展典型放射性熱點(diǎn)管控與優(yōu)化措施的研究和實(shí)踐

開展放射性熱點(diǎn)管控與優(yōu)化措施的研究和實(shí)踐，有利于熱點(diǎn)管控與優(yōu)化。對熱點(diǎn)對人和環(huán)境的輻射安全影響的評估作為其研究和實(shí)踐的主要參考依據(jù)，同時(shí)也要確保得到了充分的利益代價(jià)和最優(yōu)化分析。

一般來說，人員經(jīng)?；顒?dòng)的區(qū)域應(yīng)優(yōu)先考慮消除和降低放射性熱點(diǎn)輻射水平的方案，而人員活動(dòng)較少的區(qū)域則可適當(dāng)考慮采取警示隔離的方案，但從長期來看，要將消除熱點(diǎn)源項(xiàng)作為最終處置目標(biāo)，以期滿足清潔電廠的要求。秦二廠通過多年現(xiàn)場實(shí)踐和研究，歸納了以下幾種管控與優(yōu)化措施。

2.3.1通過系統(tǒng)沖排的方式降低放射性熱點(diǎn)水平

對于某些系統(tǒng)管道，設(shè)備熱點(diǎn)較多、輻射水平較高、影響區(qū)間較大的，可與運(yùn)行、維修部門協(xié)作，采取以下兩種沖排方式降低放射性熱點(diǎn)水平。

(1)利用系統(tǒng)自身的循環(huán)凈化功能：采用對系統(tǒng)管道進(jìn)行沖排的方式，持續(xù)局部循環(huán)，將熱粒子向下游沖洗，再利用下游的過濾器或除鹽床凈化[3]。

(2)利用可移動(dòng)式?jīng)_排設(shè)備：對存在熱點(diǎn)的設(shè)備隔離、排空，兩端開口，利用壓縮氣體或除鹽水等正、反向多次吹掃或沖洗，并通過過濾器吸附、攔截沖出的熱粒子。

沖排過程中須監(jiān)測熱點(diǎn)的變化情況，評估沖排的效果，沖排結(jié)束后，對熱點(diǎn)所處的下游管道或相關(guān)系統(tǒng)管道進(jìn)行輻射水平調(diào)查，確認(rèn)是否會(huì)出現(xiàn)新的熱點(diǎn)。

大修期間，因?yàn)楦鞴に囅到y(tǒng)疏排水操作導(dǎo)致核島疏水排氣系統(tǒng)(RPE)管線整體輻射水平大幅升高(尤其是通往工藝疏水箱(RPE003BA)的工藝疏水總管)，通過對該段管道進(jìn)行沖洗，管線接觸劑量率能從幾十mSv/h降低到1 mSv/h以下，輻射水平整體下降明顯。對于沖洗后輻射水平仍然達(dá)到熱點(diǎn)判斷條件的，可作為放射性熱點(diǎn)進(jìn)行管控。

2.3.2通過實(shí)施技術(shù)改造降低放射性熱點(diǎn)水平

出于運(yùn)行規(guī)范要求或原設(shè)計(jì)缺陷，電廠留存了部分死管道、U型存水彎管，在設(shè)計(jì)上未考慮疏排水措施，造成管道更容易成為放射性熱點(diǎn)的積聚區(qū)。對于此類情況，可考慮采用技術(shù)改造的方式：

(1)對于死管道，可在管道尾部或低點(diǎn)增加疏排水手段、排水疏水閥門等；

(2)對于U型存水彎管，可在管道最低點(diǎn)增加疏排水手段、排水疏水閥門等。

實(shí)例：大修期間，一回路水位計(jì)處熱點(diǎn)劑量率通常在100～300 mSv/h，分析主要原因是水位計(jì)底部為盲板，無疏水設(shè)施，通過實(shí)施技術(shù)改造，調(diào)整了一回路水位計(jì)管線布置，熱點(diǎn)劑量率降低到0.5～3 mSv/h。

2.3.3通過調(diào)整檢修窗口時(shí)間，避開放射性熱點(diǎn)的影響

大修和日常功率運(yùn)行期間，部分熱點(diǎn)的出現(xiàn)與機(jī)組的運(yùn)行工況、一回路水位等息息相關(guān)，一般通過調(diào)整檢修窗口時(shí)間，避開熱點(diǎn)的高峰期來進(jìn)行作業(yè)，主要方式有：

(1)閥體、管道、容器內(nèi)部液體排空，輻射水平顯著升高。

熱停堆和低低水位期間主泵間的閥門和管道，前后輻射水平相差達(dá)到一個(gè)量級，滿足熱點(diǎn)判斷條件的，可作為熱點(diǎn)管控。特定的機(jī)組，熱點(diǎn)出現(xiàn)的位置均有其規(guī)律，通常根據(jù)歷史經(jīng)驗(yàn)在滿水階段開展屏蔽工作。

(2)某些系統(tǒng)管道、閥門在特定作業(yè)后，輻射水平會(huì)顯著升高。

壓水堆電廠裝/卸料結(jié)束之后，開展水池去污工作期間，重力疏排水管道、閥門輻射水平會(huì)顯著升高，如反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)的601、602號閥門(PTR601/602VB)及管線，輻射水平前后相差1～3個(gè)量級，從疏排水前的0.5～2 mSv，提高到了50～600 mSv。通常根據(jù)歷史經(jīng)驗(yàn)在疏排水前開展屏蔽工作。

(3)部分設(shè)施、設(shè)備的輻射水平較高，可考慮利用放射性自身衰變的規(guī)律，避開其熱點(diǎn)峰值。

裝/卸料操作導(dǎo)致燃料轉(zhuǎn)運(yùn)倉的輻射水平較高，通常對轉(zhuǎn)運(yùn)倉進(jìn)行去污以降低其輻射水平，考慮該作業(yè)不影響大修進(jìn)度，安排在大修結(jié)束1～2個(gè)月后開展，熱點(diǎn)及環(huán)境輻射水平顯著降低。

2.3.4通過屏蔽措施減小放射性熱點(diǎn)的影響范圍

屏蔽因其實(shí)施相對簡單靈活、材料價(jià)格適中、屏蔽效果明顯，成為核電廠對放射性熱點(diǎn)處置最常用的方式。隨著技術(shù)的進(jìn)步，在屏蔽上不僅僅在是簡單的搭設(shè)鉛皮，而是已經(jīng)朝著模型化、模塊化方向發(fā)展，實(shí)現(xiàn)屏蔽體的快速拆裝，從而降低屏蔽實(shí)施人員的受照劑量。

屏蔽體有以下三種：

(1)通用型屏蔽體:鉛皮、鉛帶、鉛塊，主要搭設(shè)在管道、腳手架、地面，搭設(shè)簡單，實(shí)施容易；

(2)模型式可組裝型屏蔽體:針對輻射水平高設(shè)備定制的，如閥狀屏蔽體、管狀屏蔽體、容器型屏蔽體，容易組裝，屏蔽效果好，自帶支撐結(jié)構(gòu)，減少設(shè)備承重要求；

(3)移動(dòng)式可組裝型屏蔽體：可遠(yuǎn)離熱點(diǎn)安裝和拆除，利用自帶的移動(dòng)裝置到達(dá)設(shè)定位置，極大地降低了屏蔽實(shí)施人員的受照劑量。

2.3.5通過警示帶和實(shí)體屏障來對放射性熱點(diǎn)實(shí)施隔離

對于人員活動(dòng)極少的區(qū)間和場所，若存在放射性熱點(diǎn)，通常采用放置警示信息、拉設(shè)警示帶或?qū)嶓w屏障相結(jié)合的方式來進(jìn)行管理，一般來說：

(1)放射性熱點(diǎn)對范圍內(nèi)人員可能的潛在危害可控時(shí)，采用拉設(shè)隔離警示帶、放置警示信息的方式，提示人員快速通過、勿長時(shí)間逗留，一般不對人員實(shí)施進(jìn)出許可控制；

(2)放射性熱點(diǎn)對范圍內(nèi)人員可能的潛在危害較大時(shí)，采用搭設(shè)實(shí)體屏障和屏蔽，放置警示信息的方式，日常進(jìn)行閉鎖管理，對人員實(shí)施進(jìn)出許可控制。

2.4 建立典型放射性熱點(diǎn)的長效管控機(jī)制

典型放射性熱點(diǎn)清單中的熱點(diǎn)應(yīng)實(shí)施長期監(jiān)測計(jì)劃，對于處置過程中形成的良好實(shí)踐應(yīng)進(jìn)行歸納，逐步將放射性熱點(diǎn)管控、優(yōu)化措施編制成標(biāo)準(zhǔn)化的文件。

2.4.1建立放射性熱點(diǎn)管控與優(yōu)化的三級文件管理制度

根據(jù)熱點(diǎn)個(gè)體特征情況，包括但不限于所屬系統(tǒng)及標(biāo)識(shí)、輻射水平高低、區(qū)域人員活動(dòng)頻度、劑量貢獻(xiàn)大小、輻射危害影響、出現(xiàn)時(shí)機(jī)和規(guī)律、處理和防護(hù)難易程度等，編制不同等級的文件形式來進(jìn)行管控，如熱點(diǎn)分析、處置方案、熱點(diǎn)處理行動(dòng)指南、熱點(diǎn)處理操作單等。

(1)熱點(diǎn)管控專項(xiàng)分析、處置方案

方案應(yīng)包含：詳細(xì)的成因分析、風(fēng)險(xiǎn)評估、影響范圍、處置時(shí)機(jī)和方法、歷史輻射水平、人員防護(hù)、監(jiān)測計(jì)劃、經(jīng)驗(yàn)反饋等。

(2)熱點(diǎn)處置行動(dòng)指南

行動(dòng)指南應(yīng)包含：風(fēng)險(xiǎn)分析、處置時(shí)機(jī)和措施、人員防護(hù)、歷史輻射水平。

(3)熱點(diǎn)處置操作單

操作單應(yīng)包含：輻射水平、處理時(shí)機(jī)和方法、人員防護(hù)。

2.4.2建立反饋機(jī)制,將良好實(shí)踐及時(shí)更新到相關(guān)執(zhí)行文件

對于編制的方案、指南、操作單應(yīng)在長期管控的實(shí)踐中進(jìn)行不斷檢驗(yàn)，將有意義的處置經(jīng)驗(yàn)、實(shí)踐結(jié)果持續(xù)更新到相關(guān)方案、指南、操作單中，形成動(dòng)態(tài)的閉環(huán)跟蹤機(jī)制，保證文件的有效性和可用性。

2.5 建立放射性熱點(diǎn)管控與優(yōu)化的內(nèi)、外部協(xié)作機(jī)制

放射性熱點(diǎn)的分析、處理是一項(xiàng)龐大的系統(tǒng)工程，作為生產(chǎn)企業(yè)，各電廠輻射防護(hù)管理部門往往會(huì)在一定程度上受限于資金、技術(shù)、人才、人力、設(shè)備等的制約。因此，僅憑部門之力對放射性熱點(diǎn)實(shí)施最優(yōu)化的管控是不現(xiàn)實(shí)的，也是不可取的，這就要求電廠需要在內(nèi)、外部尋求專業(yè)化的部門或單位來進(jìn)行協(xié)作。

2.5.1依托本電廠ALARA委員會(huì)，建立多專業(yè)、多部門聯(lián)動(dòng)機(jī)制

部分典型放射性熱點(diǎn)的成因分析以及處理過程較為復(fù)雜，涉及專業(yè)部門較多，可以借助電廠ALARA委員會(huì)等平臺(tái)，建立多部門聯(lián)動(dòng)機(jī)制，各部門群策群力，共同解決放射性熱點(diǎn)管理中的疑難問題。從運(yùn)行方式、設(shè)備改型、技術(shù)改造、屏蔽應(yīng)用等多方面綜合考慮，拓寬了熱點(diǎn)處理思路，實(shí)現(xiàn)了熱點(diǎn)處理的全員參與。

(1)運(yùn)行部門：系統(tǒng)的運(yùn)行方式、水平、管道沖排；

(2)維修部門：實(shí)施技術(shù)改造、優(yōu)化維修方案、減少源項(xiàng)、規(guī)范維修人員行為；

(3)化學(xué)部門：一回路水質(zhì)控制，過濾器型號及性能選取等；

(4)技術(shù)部門：評估管道、閥體、密封件的選材，設(shè)備、管道布局。

2.5.2同行對標(biāo)，求同存異，逐步建立統(tǒng)一的放射性熱點(diǎn)管理新模式

秦二廠輻射防護(hù)積極致力于建立同行電廠的交流平臺(tái)，開展行業(yè)內(nèi)部對標(biāo)和交流，分享熱點(diǎn)的處理經(jīng)驗(yàn)和良好實(shí)踐。同行交流過程中，既結(jié)合自身特點(diǎn)，又可探討相通、相似之處，求同存異，逐步達(dá)成共識(shí)，先小范圍后大范圍，以期在同類型電廠中推廣或建立對熱點(diǎn)的統(tǒng)一、規(guī)范化管理，促使同類電廠的 “良好實(shí)踐”價(jià)值能在后續(xù)交流過程中得到充分的體現(xiàn)，便于其他電廠吸收和借鑒經(jīng)驗(yàn)。

2.5.3聯(lián)合外部科研院所，開展科研項(xiàng)目，培養(yǎng)專業(yè)化團(tuán)隊(duì)

各獨(dú)立電廠資源有限，受限于技術(shù)儲(chǔ)備、人才技能、高新儀器等方面，往往局限在應(yīng)用技術(shù)領(lǐng)域，難以深入開展理論研究，如材料研究、源項(xiàng)測量分析等。秦二廠與科研單位開展項(xiàng)目合作，探討可行的方式，如開展一回路沉積源項(xiàng)調(diào)查、核電廠典型核素的來源及控制等科研項(xiàng)目，通過參與科研項(xiàng)目，了解行業(yè)內(nèi)的新動(dòng)態(tài)、新方法，培養(yǎng)專業(yè)化的隊(duì)伍。

3 建立典型放射性熱點(diǎn)管控體系的現(xiàn)實(shí)意義

典型放射性熱點(diǎn)的標(biāo)準(zhǔn)化管理模式，可以實(shí)現(xiàn)電廠對熱點(diǎn)的有效管控，通過針對性的系統(tǒng)化分析及現(xiàn)場實(shí)踐，能夠切實(shí)降低現(xiàn)場部分熱點(diǎn)及影響區(qū)域的輻射水平。對于無法消除或降低的熱點(diǎn)，采取最優(yōu)化的管控與優(yōu)化措施，極大減少了人員意外照射的風(fēng)險(xiǎn)，確保人員受照劑量合理、可行且盡量低。

放射性典型熱點(diǎn)的管控體系具備一定的通用性，在群堆管理模式的要求下，有廣泛的應(yīng)用前景，通過對同堆型機(jī)組之間的信息共享、數(shù)據(jù)比對、經(jīng)驗(yàn)分享、良好實(shí)踐推廣等，將極大減少電廠熱點(diǎn)處置的成本，提高輻射防護(hù)運(yùn)行業(yè)績，帶來巨大的實(shí)際價(jià)值，也為核電廠輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)化管理，提供了有力支持和技術(shù)保障。

該管理模式形成的處理經(jīng)驗(yàn)，對現(xiàn)有在役機(jī)組的運(yùn)行或維修提出改進(jìn)方式，避免或減少熱點(diǎn)的產(chǎn)生，也將為后續(xù)在建機(jī)組如何在系統(tǒng)、設(shè)備、管道的設(shè)計(jì)、選材、布局、屏蔽上，減少放射性熱點(diǎn)的形成或規(guī)劃屏蔽體的位置，提供現(xiàn)實(shí)的參考數(shù)據(jù)。

4 結(jié)束語

核電廠典型放射性熱點(diǎn)的管理控制與優(yōu)化是基于秦二廠多年的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，通過對熱點(diǎn)分布和形成分析，梳理和總結(jié)壓水堆核電廠的放射性熱點(diǎn)的管控和處理而形成的一套管理體系。該體系規(guī)范了典型放射性熱點(diǎn)的管控和處置模式，不斷加強(qiáng)并持續(xù)改進(jìn)現(xiàn)場輻射防護(hù)管理的規(guī)范化建設(shè)，進(jìn)一步固化了輻射防護(hù)工作經(jīng)驗(yàn)，統(tǒng)一了輻射防護(hù)人員管理和執(zhí)行的標(biāo)準(zhǔn)，為輻射防護(hù)最優(yōu)化提供了有力的保障。也是典型放射性熱點(diǎn)管控研究和實(shí)踐的補(bǔ)充，對核電廠輻射防護(hù)朝精細(xì)化管理方向發(fā)展，起到了積極作用。