精品核燃料芯块制备生产线对作业人员辐射影响.docx

1、精品核燃料芯块制备生产线对作业人员辐射影响核燃料芯块制备生产线对作业人员辐射影响对核燃料芯块制备生产线工作人员可能受到的辐射影响进行综合分析和评价。方法通过对某压水堆核燃料芯块制备生产线放射性职业病危害因素及辐射防护措施现场考察和分析，结合对生产线工作场所辐射水平及作业人员个人受照剂量的估算结果，与国家相关标准比较。结果在正常运行时，作业场所的放射性水平符合电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871-2002和铀加工与燃料制造设施辐射防护规定（EJ1056-2005）的要求；工作人员的个人剂量每年的最大值为9.49mSv/a，低于行业标准EJ1056-2005规定的年有效剂量当量管理控制值

2、10mSv/a。结论在正常运行条件下核燃料芯块制备生产线不会对工作人员的身体造成有意义的辐射危害。核电作为一种技术成熟的安全、清洁能源，对国家调整能源结构、节能减排都具有深远意义。国家核电的快速发展，对核燃料产生了巨大需求，与此同时，核电发展对人群及环境的辐射影响已成为放射防护研究领域的一项重要课题。2009年对某压水堆核燃料芯块制备生产线（以下简称本工程）放射性职业病危害因素的识别及其辐射防护措施的分析，结合工作场所辐射水平和作业人员个人受照剂量的估算结果，对核燃料芯块制备生产线对工作人员可能产生的辐射影响进行了综合分析和评价1。现将结果报道如下。1芯块制备生产线工艺1.1预压与成型压制工艺

3、预压的工艺过程分为轧片制粒和压块制粒两条线，轧片制粒的生产是将化工转化生产的UO2粉末添加适量的U3O8粉末和硬脂酸锌混合后，进入轧片制粒装置，轧片制粒后加入适量的硬脂酸锌，进行混合和球化。芯块压制的生产是将化工转化生产的UO2粉末添加适量的U3O8粉末和硬脂酸锌混合后，制粒成圆形饼块，经初碎后加入适量的硬脂酸锌，再混合和球化。成型压制的生产是预压后送入旋转成型压机压制成生胚块，完成预压与成型压制工艺。1.2芯块烧结芯块烧结的生产是生胚块装入钼舟中进入高温烧结炉在氢气气氛中烧结成芯块。1.3芯块磨削芯块磨削的生产是经振动上料、无心磨削、淋洗烘干、激光烘干、激光在线直径自动检测、自动装盘，然后人

4、工芯块外观检查，成品芯块装盘后放入芯块存放柜中，完成芯块制备工艺。2 辐射源项和职业病危害因素识别2.1辐射源项以化工生产合格的235U富集度5%的UO2粉末为原料，经制粒、压制、烧结和无心磨削等工序生产出合格的UO2芯块。UO2粉末，其质量指标符合核纯级可烧结二氧化铀粉末技术条件（GB/T10265-1998）。UO2芯块，其质量标准符合烧结二氧化铀芯块技术条件（GB/T10266-1998）。主要辐射源项为放射性核素238U、235U、234U，其主要技术参数见表12。2.2 职业病危害因素生产过程中主要职业病危害因素是UO2芯块生产过程中产生的UO2和U3O8粉尘和放射性核素238U、2

5、35U、234U所产生的辐射外照射。芯块制备车间职业病危害因素的产生环节及接触途径见表2。表2芯块制备车间职业病危害因素的产生环节及接触途径职业病危害因素 接触场所 产生环节U3O8粉尘 气力输送、混料、压片、破碎、球化、压制 轧片制粒、压块制粒、成型压制UO2粉尘 气力输送、混料、压片、破碎、球化、压制、烧结、磨削、烘干、外观检查、装盘、UO2芯块库房 轧片制粒、压块制粒、成型压制、芯块烧结、芯块磨削射线 气力输送、混料、压片、破碎、球化、压制、烧结、磨削、烘干、外观检查、装盘、UO2芯块库房 轧片制粒、压块制粒、成型压制、芯块烧结、芯块磨削3辐射防护措施3.1放射性工作场所分区3.1.1控

6、制区负压输送间、制粒压制、芯块烧结间、芯块磨削间、芯块库房、烘干间、返料氧化煅烧间。3.1.2监督区工作服更衣间、现场调度室、排风机室等场所。3.2出入控制和现场管理芯块制备生产线厂房设有一个人流出入口和两个物流出入口；两个物流出入口中的一个为芯块的出口，另一个为UO2粉末入口。放射性工作人员进入卫生出入口脱家常服，穿工作服，佩戴个人剂量计及个人防护用品，进入本车间；工作人员出本车间在卫生出入口脱工作服、淋浴去污、表面污染检查、穿家常服。3.3密闭、通风与空气净化3.3.1密封为了保证在正常运行情况下不致使工作人员和公众受到过量照射，对放射性物料设有三道密封屏障。第一道屏障为直接与放射性介质接

7、触的设备、管道。芯块制备的负压输送等工序的物料均在密闭的设备和管道内反应和转运。第二道屏障为手套箱及其过滤器和通风管道系统。芯块制备中混料、压制等操作均在手套箱内进行，减少放射性粉尘的扩散。第三道屏障为建筑物本身。本工程建筑物采取密封结构，结构设计保证在设计基准事故情况下建筑物的安全功能不被破坏。3.3.2通风与净化厂房内的气流流向为：低污染区-高污染区，厂房内设有送排风系统，对放射性工作场所进行通风换气，换气次数为36次/h。操作区的负压维持在10Pa20Pa之间。手套箱的排气经安装于手套箱上的预过滤器和高效过滤器过滤，再经过排风机室的第二级高效过滤器后，排入排风总管送排风中心，通过80m高

8、的排气筒排入大气。3.4个人防护措施本工程主要危害因素以内照射危害为主，因此，应加强对工作人员呼吸道的防护，为此，要求放射性操作人员上岗时必须穿工作服、鞋，并带特种滤布口罩3。4工作场所辐射水平4.1检测内容和依据4.1.1检测内容（1）工作场所空气吸收剂量率；（2）、放射性表面污染水平；（3）放射性气溶胶浓度。4.1.2检测依据（1）电离辐射防护与辐射源安全基本标准（GB18871-2002）4；（2）铀加工与燃料制造设施辐射防护规定（EJ1056-2005）5；（3）铀加工与燃料制造设施的职业照射监测规定（EJ623-2005）6；（4）职业性外照射个人监测规范（GBZ128-2002）7

9、；（5）职业性内照射个人监测规范（GBZ129-2002）8；4.2检测结果4.2.1核电站燃料组件芯块制备生产线工作场所剂量率生产线工作场所空气吸收剂量率在0.274.28Gy/h之间；监测最大平均值在UO2芯块压制处为3.29Gy/h。见表3。表3核电站燃料组件芯块制备生产线工作场所剂量率/Gyh-1工序 岗位 测量点数 最小值 最大值 平均值芯块制造 压制 29 2.61 4.28 3.29 烧结 33 0.27 1.44 0.61 磨削 22 1.68 4.25 2.68废物处理系统 过滤器纸箱表面 4 0.21 0.31 0.27注：表3中数据已扣除本底值。4.2.2核电站燃料组件芯

10、块制备生产线工作场所、表面污染平均水平核电站燃料组件芯块制备生产线主工艺生产岗位放射性表面污染水平在0.501.71Bqcm-2之间，监测最大值为1.71Bqcm-2；核电站燃料组件芯块制备生产线主工艺生产岗位放射性表面污染水平在0.371.52Bqcm-2之间，监测最大值为1.52Bqcm-2。见表4。表4核电站燃料组件芯块制备生产线工作场所、表面污染平均水平/Bqcm-2工序 岗位 表面污染 表面污染芯块制造 压制 1.63 1.52 烧结 0.50 0.37 磨削 0.73 1.29芯块存放 UO2芯块库房 1.71 1.41注：表4中数据已扣除本底值。4.2.3核电站燃料组件芯块制备生

11、产线放射性气溶胶浓度芯块制备生产线工作场所放射性气溶胶浓度平均值为5.7710-48.8910-4BqL-1（0.450.69DAC），放射性气溶胶浓度平均值最大值为8.8910-4BqL-1（0.69DAC）。见表5。5正常运行条件下辐射危害评价核电站燃料组件芯块制备生产线操作的放射性物料是UO2粉末和U3O8粉末，最终的产品是UO2芯块，放射性物质是铀，其辐射特性以射线为主，兼有一定的、辐射。根据芯块制备的工艺流程和特点，芯块制备生产线属于开放性放射性场所。主要的职业辐射危害是吸入工作场所空气中的UO2粉尘（放射性气溶胶）、U3O8粉尘（放射性气溶胶）所致的内照射，其次是放射性核素238U

12、、235U、234U所产生的辐射所致的外照射。5.1工作人员受照剂量根据核燃料芯块制备生产的工艺流程和特点，芯块压制、芯块烧结、芯块磨削等岗位都是开放型放射性场所。因此，对芯块制备车间岗位工作人员进行了内、外受照剂量的估算，芯块制备车间工作人员受照的内照射剂量最大在压制岗位处为6.40mSv/a；芯块制备车间工作人员受照的外照射剂量最大也在压制岗位处为3.09mSv/a；而且芯块制备车间工作人员受照的内照射剂量大于外照射剂量。芯块制备生产线工作人员受照的个人剂量最大为9.49mSv/a；符合国家标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB18871-2002)的要求，也低于国家行业标准铀加工与核

13、燃料制造设施辐射防护规定（EJ1056-2005）要求的年有效剂量当量管理控制值10mSv/a。见表6.6 讨论无论是来自体外的电离辐射照射，还是进入人体内的放射性物质所致的辐射照射，其电离辐射与人体组织的相互作用都会导致有害的生物效应，产生辐射损伤。按照国际放射防护委员会（ICRP）的建议书，通常将辐射所致的生物效应分为随机性效应和确定性效应。芯块制备使用UO2粉末为原料，通过轧片制粒、压块制粒、成型压制、芯块烧结、磨削等工序制备UO2芯块。操作的放射性物料是UO2、U3O8粉末。生产过程中主要的职业危害因素是UO2、U3O8粉尘和UO2芯块生产过程中产生的铀粉尘和铀所产生的辐射外照射。根据

14、建设项目职业病危害分类管理办法（卫生部令第49号）规定：燃料组件生产线属职业病危害严重的建设项目。因此，燃料组件生产线芯块制备是严格按照电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871-2002和铀加工与核燃料制造设施辐射防护规定EJ1056-2005的基本原则设计和建设的。通过对某核电站燃料芯块制备生产线工作场所的剂量率、放射性表面污染平均水平、放射性表面污染平均水平的检测表明：在正常运行时，作业场所的放射性水平符合电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871-2002的要求。放射工作人员个人受照剂量估算结果表明：工作人员个人受照剂量最大为9.49mSv/a,低于国家行业标准铀加工与核燃料制造设施辐射防护规定（EJ1056-2005）要求铀作业人员的年有效剂量当量管理控制值10mSv/a；工作人员可能受到的照射的平均年有效剂量控制在GB18871-2002规定的范围内。通过对放射人员健康体检的调查可知：在正常运行条件下燃料芯块制备生产线不会对工作人员的身体造成有意义的辐射危害。