Research on Radiation Risk of On-Site Workers Based on PSA Accident Sequence
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摘要: 从总风险控制的角度，提出了事故工况下场内工作人员剂量与辐射风险接受准则，并建立了相应的评估方法。以典型压水堆核电厂为例，采用概率安全分析（PSA）的全范围事故序列进行验证评价，评估了典型压水堆核电厂事故后场内工作人员的辐射剂量与辐射致死风险。通过验证结果可知，事故后场内工作人员总的辐射致死风险远低于公众由于自然灾害、疾病、交通事故及不同行业的总死亡风险值；事故后工作人员在燃料厂房进行操作时的辐射致死风险占比最高，故工作人员在燃料厂房进行相关操作时，可提前制定相应的辐射防护措施来降低辐射风险；工作群组中其他人员和意外受照人员事故后辐射致死风险占比较高，可通过采用气面罩等方式对气载放射性进行防护以降低其辐射风险。相应的分析结果可为后续核电厂事故后处理方案的制定和事故后场内工作人员辐射防护措施的制定提供借鉴。
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关键词:
- 概率安全分析（PSA） /
- 事故工况 /
- 辐射风险 /
- 压水堆核电厂
Abstract: From the perspective of total risk control, the dose and radiation risk acceptance criteria of on-site workers under accident conditions are put forward, and the corresponding assessment methods are established. Taking a typical PWR nuclear power plant as an example, the full-scope accident sequence of probabilistic safety analysis (PSA) was used for verification and assessment, and the radiation dose and the risk of radiation lethality of on-site workers after a typical PWR nuclear power plant accident were assessed. The verification results show that the total radiation lethality risk of the on-site workers after the accident is much lower than the total death risk value of the public due to natural disasters, diseases, traffic accidents and different industries; After the accident, the radiation lethality risk accounts for the highest proportion when the workers operate in the fuel building. Therefore, when the workers carry out relevant operations in the fuel building, they can formulate corresponding radiation protection measures in advance to reduce the radiation risk; Other personnel in the working group and accidental exposure personnel account for a relatively high risk of radiation lethality after the accident, airborne radioactivity can be protected by air masks and other methods to reduce its radiation risk. The corresponding analysis results can provide reference for the formulation of the post-accident treatment plan of the nuclear power plant and the radiation protection measures for the on-site workers after the accident. -
表 1 人类在各种情形下的死亡风险
Table 1. The Fatality Risk of Human in Various Situations
自然性 疾病性 交通事故 我国不同产业 类别 死亡风险/10−6 a−1 类别 死亡风险/10−4a−1 类别 死亡风险/10−4a−1 类别 死亡风险/10−4a−1 天然辐射 1000 癌症死亡（我国） 5 大城市车祸 1 农业 0.1 洪水 2 自然死亡
（英国20~50岁）10 路面事故重大伤害 10 商业 0.01 旋风 1 流感死亡 1 航运事故 0.1 机械 0.3 地震 1 纺织 0.2 雷击 1 林业 0.5 水利 1 冶金 3 电力 3 石油 5 化工 3 建材 2 煤炭 10 
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表 2 RPT6接受准则
Table 2. Acceptance Criteria of RPT6
事故工况下场内工作人员所受有效剂量/mSv BSL/a−1 BSO/a−1 2~20 10−1 10−3 20~200 10−2 10−4 200~2000 10−3 10−5 >2000 10−4 10−6
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表 3 工作人员分类
Table 3. Grouping of Workers
人员分类 辐射途径 主控室操作人员 事故下主控室通风带来的气载放射性所致剂量；事故下放射源对主控室的直接照射所致剂量 执行就地缓解操作的人员 工作人员前往操作点和返回的路径上所受外照射剂量；工作人员在操作点执行操作时所受外照射剂量 事故发生时刻现场意外受照人员（事故发生时，必定会出现在事故现场的人员，如燃料操作事故时操作燃料与贮存系统的人员） 工作人员在撤离前所受放射源直接外照射剂量；工作人员在撤离前所受气载放射性所致浸没外照射和吸入内照射剂量。考虑到此类事故现场均会设置放射性高的报警信号，参考英国的实践，认为工作人员发现事故并撤离的时间为10 min 场内其他人员（事故发生时意外受照的人员） 事故发生时刻刚好处于事故现场的人员，受照途径包括放射源直接外照射所致剂量和气载放射性所致内外照射剂量；事故发生时刻处于事故现场邻近房间的人员，参考英国的实践，工作人员撤离时间为60 min，受照途径为放射源直接外照射所致剂量
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表 4 计算分析范围
Table 4. Calculation and Analysis Range
序列 分析范围 序列数 假设始发事件（PIEs） 包含废物路径PIEs及燃料路径PIEs，如工艺废液贮存槽破裂等 14 一级PSA成功序列（堆芯） 包含内部事件、内部火灾、内部洪水、外部灾害引起的始发事件序列，如一回路主管道上的破口类事故的成功序列等 243 一级PSA成功序列（乏燃料水池） 包含内部事件、内部火灾、内部洪水、外部灾害引起的始发事件序列，如换料状态下乏反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统运列失效的成功序列等 115 二级PSA成功序列（堆芯+乏燃料水池） 包含内部事件、内部火灾、内部洪水、外部灾害引起的始发事件序列，如安全壳完整类序列等 16 其他序列 包含辅助系统设备失效事件、其他未涵盖在PSA序列清单的序列，如混床除盐器破裂等 13
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表 5 工作人员风险评估结果
Table 5. Risk Assessment Results of Workers
序列 总风险/% 燃料跌落事故 30.76 弹棒事故 14.62 乏燃料水池一级PSA成功序列
（因内部火灾导致乏池水位降低至+8.78 m）11.38 小破口冷却剂失水事故 7.09 一回路冷超压 7.08 安全壳外余热排出系统管线破裂事故 5.10 乏燃料水池一级PSA成功序列
（因内部事件导致乏燃料水池水位降低至+8.78m）4.92 主蒸汽管道破口 4.30 未能紧急停堆的预期瞬态 3.64 蒸汽发生器传热管断裂事故 2.69
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表 6 不同组工作人员风险评估结果
Table 6. Risk Assessment Results of Workers in Different Groups
人员分组 致死风险/10−9a−1 主控室操作人员 8.57 执行就地缓解操作的人员 111 事故发生时刻现场意外受照人员 213 场内其他人员 271
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表 7 工作人员在不同厂房致死风险评估结果
Table 7. Fatality Risk Assessment Results of Workers in Different Buildings
人员位置 致死风险/10−9a−1 BRX 21.3 BNX 60.2 BFX 240 BSA/BSB/BSC 167 BWX 1.52 厂房其他区域 2.51
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