反应堆强放射性部件整备辐射安全分析.pdf

第42 卷第4期2023年8 月环境辐射四川环境SICHUAN ENVIRONMENTVol.42,No.4August 2023D0I:10.14034/ki.schj.2023.04.034反应堆强放射性部件整备辐射安全分析许非2，李-2，李莉，苟家元，左伟1，吴耀12（1.中国核动力研究设计院，成都6 10 0 0 5；2.四川省退役治理工程实验室，成都6 10 0 0 5）摘要：放射性物质在运输过程中会对环境造成一定污染，并对人体产生辐射危害。为了科学全面的评估从某反应堆中取出的强放射性部件的切割运输活动对环境和人体的辐射影响是否满足国家标准的规定，进行了整备活动实施方案的设计并对涉及的主要放射性工作进行了分类整理，采用蒙特卡罗方法模拟和剂量估算模式对屏蔽容器以及整个整备过程中各种工艺操作对工作人员和公众产生的辐射影响进行了货包辐射水平和受照剂量的计算。辐射安全分析结果表明：货包屏蔽效果和正常工况下工作人员及公众的个人最大有效剂量均小于国家标准规定的剂量约束值，在辐射影响最大的两种事故工况下，工作人员和公众的所受辐射剂量也处于可接受的水平。采用的辐射安全评价方法可为进行涉核活动全流程的辐射环境影响评价提供参考。关键词：辐照监督管；切割；辐射安全分析；屏蔽；运输容器中图分类号：X34；T L9 3Radiation Safety Analysis for Conditioning of Highly Radioactive Reactor ComponentsX Fei,L Yao,I Lie,cou Jia-yuan,zuo weie,wu Yao(1.Nuclear Power Institute of China,Chengdu 610005,China;2.Sichuan Decommissioned Management Engineering Laboratory,Chengdu 610005,China)Abstract:Radioactive materials in the process of transportation will cause certain pollution to the environment and radiationharm to human body.In order to scientifically and comprehensively assess whether the radiation effects on the environment andhuman body of the cutting and transportation activities of highly radioactive parts taken from a reactor meet the provisions ofnational standards,the implementation plan of the conditioning activities has been designed and the main radioactive workinvolvedhas been classified.The radiation effects on workers and the public from various process operations in the shieldingcontainer and throughout the conditioning activities were calculated using Monte Carlo simulation and dose estimation models.Theresults of radiation safety analysis showed that the shielding effect of cargo package and the maximum effective individual dose ofthe workers and the public under normal working conditions are less than the dose constraint value stipulated by the nationalstandard,and the radiation dose of the workers and the public is also at an acceptable level under the two accident workingconditions with the greatest radiation impact.The radiation safety assessment method adopted in this paper can provide referencefor the radiation environmental impact assessment of the whole process of nuclear activities.Keywords:Iradiation monitoring tube;cutting;radiation safety analysis;shielding;transport cask文献标识码：A文章编号：10 0 1-3 6 44(2 0 2 3)0 4-0 2 52-0 8前言根据国际原子能机构对反应堆三阶段的描述，在反应堆退役的第一阶段，需要拆除堆内的燃料组件以及各种堆内构件，并进行预处理、包装、运输乃至处置等一系列的操作。这些从堆内卸出的组件和构件在反应堆运行过程中受到长时间的中子照射通常具有较高的放射性活度，且其物理尺度较大需要经过切割分解等操作后才能放人运输容器。由于收稿日期：2 0 2 2-0 7-2 6作者简介：许非（19 9 8），女，四川彭州人，中国核动力研究设计院辐射防护与环境保护专业2 0 2 0 级在读研究生，研究方向为核电厂放射性源项分析与辐射安全分析。4期放射性物质运输过程中存在着放射性污染，如果发生异常事故，还可能会产生泄漏，扩散到环境中去，造成对环境的严重污染，并对人体产生辐射危害，因而分析放射源运输中的辐射环境影响并进行评价具有十分重要的现实意义。针对放射性物质运输安全问题，IAEA特别制定了相关法规，明确了放射性物质运输时的包装防护等事项。我国也对放射性物质的运输管理制定了严格的规范，如放射性物品安全运输规程（G B 118 0 6-2 0 19）、放射性物质运输包装质量保证（GB15219-94）等。因此，放射性物质运输过程中对人体和环境的辐射影响也成为备受关注的研究课题，目前国内的相关研究集中于对运输容器的辐射安全性进行分析 1-2】，而放射性物质的装载整备对象辐照监督管控制棒组件二次中子源组件许非等：反应堆强放射性部件整备辐射安全分析1材料与方法1.1整备对象本次辐射安全分析针对的整备对象为从某堆抽取出的辐照监督管、控制棒组件和中子源组件，这三类整备对象均为细长杆结构，它们的基本情况信息见表1。表1整备对象基本情况Tab.1Basic information of conditioning objects数量6根1组1组253运输仅为整个涉核活动中的部分流程，在此之前的各种工艺操作产生的辐射影响也不可忽视。本文通过对某强放射性样品整备活动中的放射性工作进行分类整理，从切割解体到装载运输进行了全流程的辐射安全分析，得到更为完善的评价结果。文章中采用的辐射安全评价方法可为进行涉核活动全流程的辐射环境影响评价提供参考。组成辐照样品+结构组件12根控制棒+结构组件12根1型可燃毒物棒+4根二次中子源棒+结构组件源项(Bq)8.0010ll2.99 10 121.43 10 13 本次整备的目标为采用最经济的装箱方案将三类对象切割装箱形成货包，并确保单个货包的总活度在A型货包限值以下。由于控制棒组件和二次中子源组件的放射性水平较高，整体包装形成的货包为B型货包，为满足整备目标需切割解体后再整备包装。而辐照监督管因尺寸较长，也需要先切割解体再装人包装容器。于是计划总共形成八个货包，每个货包的信息见表2。表2 运输货包信息Tab.2 Information of transport packages切割对象包装箱编号辐照监督管1控制棒组件2345二次中子源组件6781.2整备实施方案为保证切割工艺安全可靠，本次整备活动采用的切割工艺方案为：水下将整备对象放入屏蔽操作容器中，吊出水面后排水烘干，最后远程操作机器人携带圆盘锯对组件进行切割。最终确定的整备的实施流程可以分为三阶段：整备阶段、货包暂存和装载与场区运输三个阶段。（1）整备阶段：首先进行文件、人员、设备及工器具、现场设施设备等条件准备，再开展相关组件和辐照监督管的切割、整备、装箱等工作。钢箱类型内容物FA-I6根辐照监督管FA-III4根控制棒FA-II4根控制棒FA-II控制棒组件FA-III1根中子源棒FA-I1根中子源棒FA-II1根中子源棒FA-II二次中子源组件（2）货包暂存：整备完成形成的运输货包转运至暂存库进行暂时存放并开展补漆、喷涂编号的标识工作。（3）装载与场区运输：在具备外运条件后开展货包装载与场区运输工作。根据保守性估计，通过对整个工艺流程进行分析可以确定主要的放射性工作及其工作时间和人数见表3。254四川环境表3 主要放射性工作内容、时间及人数Tab.3Main radioactive work contents,time and number of persons主要工作内容整备阶段控制棒组件整备相关活动二次中子源整备相关活动辐照监督管整备相关活动货包暂存控制棒组件货包转运、标识二次中子源组件货包转运、标识辐照监督管货包转运、标识运输阶段八个货包的装车运输整个过程剂量监测技术管理42卷每人平均工作人数工作时间(h)（人）条件准备4控制棒切割3.5控制棒整备0.5控制棒装箱2可拆接头切割1.3可拆接头整备0.3控制棒组件装箱1条件准备4二次棒切割1.5二次棒整备0.5二次棒装箱1二次棒组件装箱1条件准备4辐照监督管切割19辐照监督管整备1辐照监督管装箱111124852232235223351422224241.3计算方法针对本次整备对象的切割解体及装箱运输的涉核活动，依据GB11806-2019放射性物品安全运输规程 3 和GB18871-2019电离辐射防护与辐射源安全基本标准 4 需满足以下规定：（1）对包装容器：货包外表面上任一点的最高辐射水平应不超过2 mSv/h，以及外表面2 m处任意一点辐射水平不超过0.1mSv/h辐射水平限值；（2）对工作人员：连续五年平均年有效剂量不超过2 0 mSv；（3）对公众：年有效剂量不超过1mSv。因此本研究拟采用以下三种方法分别对本次整备活动中的包装容器的辐射水平、工作人员和公众的受照剂量进行计算。1.3.1辐射水平计算方法采用MCNP蒙特卡罗程序模拟计算运输包装容器在满载时的辐射水平。屏蔽计算中只考虑钢箱和屏蔽体的屏蔽作用。程序计算时为了计算保守和方便，忽略源体的自屏蔽作用，忽略对屏蔽作用不大的材料结构，计算中假设源项在各源棒中均匀分布，得到的屏蔽计算模型如图1所示。在计算辐射水平时，采用F5点探测器计数方法，即可得到货包外表面及2 m处辐射水平的计算结果。钢箱屏蔽体源棒(a)轴向截面图(b)径向截面图图1运输包装容器屏蔽计算模型Fig.1ccontainer shielding model of MCNP runs4期1.3.2职业剂量计算方法工作人员外照射剂量由放射性工作场所的辐射水平及放射性工作人员的工作时间确定，计算公式见式(1)。H,=T t式中：H,：工作人员外照射个人剂量，mSv；T：放射性工作场所的辐射水平，mSv/h;At：工作人员在放射性区域停留的时间，h。工作人员内照射剂量主要是由于吸人放射性污染空气造成的，因此在进行估算时只考虑吸人污染空气造成的待积有效剂量，工作人员吸人污染空气的待积有效剂量按式（2）进行计算。H,=ZC,RgiAt式中：H：工作人员吸人污染空气的待积有效剂量，mSv;C：吸入污染空气中放射性核素i的活度浓度,Bq/m;R：工作人员单位时间内吸入的空气量，m/h，取 1.2 m/5;gi：吸人单位摄人量的放射性核素i后的待积有效剂量，mSv/Bq，慢速吸人模式下对Co取g;=2.9 10*/Bql5;At：工作人员在放射性区域停留的时间，h。工作人员照射有效剂量H按式（3）进行计算。H=H,+H,1.3.3公众剂量计算方法采用IAEA第19 号报告提供的气态途径剂量估算模式 6 对整备活动影响范围内公众所受剂量进行计算。放射性气载流出物对公众产生照射的各种途径如图2 所示：主要包括食人途径、吸人途径、地面沉积外照射和空气浸没外照射四种途径。采用无限烟云模式，空气浸没外照射剂量计算公式为：Di(x)=Q:(式中：Di（)：在i风向、下风距离处的空气浸没外照射剂量，Sv；Q：经烟羽损耗修正因子修正后的源项，Bq/a；：i 风向的下风向扇形内的大气弥散因子，s/m;DRFim：浸没外照射剂量转换因子，Svm.-1.Bq。许非等：反应堆强放射性部件整备辐射安全分析(1)沉积壤植物动物(2)空气漫没外照射图2 放射性流出物对环境影响的照射途径示意图Fig.2Schematic diagram of exposure pathways for(3)the environmental effects of radioactive effluents假设地面沉积放射性物质为无限大均匀分布平面源，由此，地面沉积外照射剂量的计算公式为：Dr(a)=Q W,(x)(I-exp(-A.l)DRFsur式中：Du（)：在i风向、下风距离处的地面沉积外照射剂量，Sv；Q：核素释放率，Bq/a;DRF(4)255放射性气载流出物大气沉积地食食空气面入吸沉入积内内外照照照射射射射人体入(5)W、（x)：下风距离处长期地面沉积因子，m2;入：核素由土壤中消除的有效速率常数，s；ti：核素在土壤中的积累时间，s;DRFsur：地面沉积外照射剂量转换因子，Svm s-Bq。因吸入放射性核素产生的剂量计算公式如下：Dr(x)=Q()BR DRF.(6)入内照256式中：Di（）：在i风向、下风距离处的吸人内照射剂量，Sv；BR：呼吸率，m/s;DRFin：吸入剂量转换因子，即吸入单位放射性物质产生的50 年待积剂量，Sv/Bq。因食人受污染的产品（包括非叶类蔬菜、水果、谷物）、食叶蔬菜、肉、奶而产生的剂量计算公式如下：DP(x)=U,C(x)DRFDi式中：Dpi（)：在i风向、下风距离处的食人内照射剂量，Sv;U,：食人第r类食物的量，kg/a;C（)：在i风向、下风距离处、第r类食物中核素的浓度，Bq/kg;DRFDi：食人剂量转换因子，即食入单位放射性物质产生的50 年待积剂量，Sv/Bq。包装箱编号12345678四川环境2结果与分析2.1包装容器辐射安全分析依据前端提供的源项数据，经过屏蔽计算，现有货包钢箱厚度不足以满足国家标准中针对包装容器辐射水平限值的规定，于是需要对每个货包增加额外屏蔽体。现已存在五个材质为铅，内径为60mm，厚度为15cm的辐照监督管运输容器屏蔽体，计划用(7)于两个控制棒货包（编号2、3）和三个二次中子源棒货包（编号5、6、7）的屏蔽。对于剩下的辐照监督管货包（编号1）、控制棒组件货包（编号4）和二次中子源组件货包（编号8）拟额外制作三个材质为不锈钢，厚度为15cm的包装体作为屏蔽。通过MCNP程序建立这八个货包加上屏蔽体在钢箱内的屏蔽计算模型，计算得到这八个货包外表面及其2 m处计算得到的最大剂量率结果列于表4。表4货包屏蔽计算结果Tab.4 Shielding calculation results of transport packages钢箱体外密度材料(g/cm)不锈钢7.85铅11.19铅11.19不锈钢7.85铅11.19铅11.19铅11.19不锈钢7.8542卷钢箱体外2 m处最大剂量率最大剂量率(mSv/h)(mSv/h)0.630.0210.0050.00020.0050.00020.160.0190.0010.00020.0010.00020.0010.00020.380.027可见加上屏蔽体后的所有货包均满足了外表面任意一点辐射水平不超过2 mSv/h，以及外表面2 m处任意一点辐射水平不超过0.1mSv/h的要求。2.2工作人员辐射安全分析为确保工作人员所受的辐射剂量低于国家规定的剂量限值，并对可能发生的各类事故预先进行分析，需要对本次整备中的工作人员在正常和事故两种工况下的受照剂量进行估算。2.2.1正常工况下现假设某一位工作人员参与了表3 所列的所有主要放射性工作。从保守角度出发，对条件准备、剂量监测和技术管理工作选取工作场所辐射水平现场测量结果（见表5）中剂量率实测最大值2.59Sv/h作为放射性工作场所的辐射水平进行估算，对装箱、货包转运和运输工作选取货包表面2m处最大剂量率2 7 Sv/h作为放射性工作场所的辐射水平进行估算，对切割、整备工作分别选取工作人员距离屏蔽操作容器2 m处和近距离处使用MCNP进行切割操作情况模拟计算得到相应的剂量率（见表6）作为放射性工作场所的辐射水平进行估算。同时根据本次活动工作场所空气中的放射性气溶胶监测数据，在切割、整备工作时选取最大实测值6.19 10-Bq/m作为放射性气溶胶浓度进行计算，在进行其余工作时选取最小值3.4110-3Bq/m作为放射性气溶胶浓度进行计算。4期测量位置编号1#2#3#4#5#注：剂量率测量仪器：LB1230/1236；校准因子：0.7 6 6。表面面污染测量仪器：AB100型、表面污染测量仪；仪器本底：10.8cps；仪器表面发射率响应：0.515；探测面积：10 0 cm。工作类型切割整备许非等：反应堆强放射性部件整备辐射安全分析表5工作场所辐射水平及表面污染水平测量结果Tab.5IMeasurements of radiation levels and surface contamination levels in the workplaceTab.6 Shielding calculation results of cutting and reconditioning works切割平面上距屏蔽操作容器外表面2 m处可拆接头二次棒辐照监督管控制棒可拆接头二次棒辐照监督管257测量结果备注剂量率（uSv/h）表面污染水平（Bq/cm）2.381.222.591.341.981.081.442.591.071.39表6 切割、整备工作屏蔽计算结果对象计算点位置控制棒切割平面上屏蔽操作容器外表面处废物存放处废物存放处废物存放处水池某存有放射性物项房间剂量率(mSv/h)0.00090.00030.00030.00090.0180.0060.0060.0081计算得到正常工况下工作人员的个人外照射剂量为0.40 2 mSv，内照射剂量为6.3 6 10-smSv,可见该活动中内照射剂量与外照射剂量相比可忽略不计。于是该活动中工作人员的最大个人有效剂量为0.40 2 mSv，集体剂量为1.18 人mSv。2.2.2事故工况下根据整备实施方案及该类活动的经验，可以确定本次活动可能发生的事故包括相关组件跌落、工作人员意外照射、人员砸伤、货包跌落、火灾、交通事故等。从辐射安全的角度看，选择辐射影响最为严重的相关组件跌落事故进行分析。对于相关组件跌落事故，它可能发生在组件吊运过程中，工作人员会因处理事故而增加额外照射。当组件在水池内跌落时，工作人员主要利用长杆工具进行水下操作，因此额外剂量较小可忽略不计；当组件跌落在地面时，工作人员主要利用远程机器人站在约5m外操作进行处理，因此根据源项信息模拟计算三种组件在5m处的辐射水平，结果见表7，保守选取计算值最大的二次中子源组件为事故源项，其5m处最大空间剂量率为0.556 mSv/h。表7 三种组件5m处辐射水平计算结果Tab.7 Calculation results ofradiation level at 5m of three components名称控制棒组件二次源中子组件辐照监督管由于这类照射事故不会产生裂变气体和挥发性核素，因此不存在内照射。其外照射受照剂量按式（1）进行计算，假设事故处理时间为0.5h，则相关组件跌落事故工作人员接受的额外照射剂量最大为0.2 8 mSv，主要是由于放射性核素Co而受到的外照射。2.3公众辐射安全分析为了确保本次整备中公众所受的辐射剂量低于国家规定的剂量限值，且在发生事故时也能控制公众在整个事故持续时间内额外受照剂量在1mSv以下，因此需要对本次整备对公众在正常和事故两种工况下的受照剂量进行估算。5m处辐射水平（mSv/h）0.2250.5560.28258鉴于整备的实施时间短，活动期间产生的放射性污染物少，根据环境影响评价相关标准要求，确定评价范围为：以工作场所为中心，半径5km的圆形区域。位于评价范围内的公众分布情况见表8。表8 评价范围内人口相对集中的居民点的基本情况Tab.8The basic situation of the relatively concentratedsettlements within the scope of the evaluation地名社区1社区2社区3社区42.3.1正常工况下本次整备期间向环境中排放的放射性物质主要是放射性气载流出物（活度为4.7 10 Bq，主要核素为sFe.Co、Ni，140 m高架排放）和极少量的液态流出物，因此只考虑放射性气载流出物对公众产生的影响。为确定关键人群组，通过将公众基于饮食、生活习性以及剂量转换因子的不同分为四个年龄组，即成人组（17 岁）、少年组（7 17 岁）、儿童组（17 岁）和婴儿组（1岁），分别对评价范围内各方位各距离所在子区的上述年龄组的个人有效剂量进行估算，发现成人、少年、儿童、婴儿个人最大有效剂量分别为1.2 9 10-7 mSv、1.2 410-7mSv、1.2 510-7 m Sv、1.16 10-7 m Sv，最大个人有效剂量出现在NNW方位1 2 km子区的成人组，故关键人群组为成人组。通过针对四个居民点处成人组的最大个人有效剂量进行估算，发现社区1、2、3、4成人组个人最大有效剂量分别为1.29 10-7 mSv、1.52 10 -8 m Sv、5.7 6 10-8mSv、4.8 110-8 m Sv，可见社区1成人组公众所受到的个人有效剂量最大，为1.2 9 10-7 mSv。为确定关键核素和关键受照途径，列出社区1成人组各个途径的剂量组成见表9，确定关键核素为Co，关键照射途径为气载途径的地面沉积外照射途径，占所有途径的8 2.18%。分析计算结果表明，本活动排放的放射性气载流出物对工作场所半径5km范围内公众所致最大个人有效剂量为1.2 9 10-7 mSv，出现在社区1，关键人群组为成人组，关键核素为Co，关键受照途径为气载途径的地面沉积外照射途径，所致评价四川环境表9 社区1公众成人组各受照途径剂量Tab.9 Doses by each exposure route inCommunity 1 public adult group只空气浸没食人途径吸入途径合计外照射外照射剂量（mSv)2.2910%4.6910ll1.06 1072.15 1012 1.29 107占比（%）17.78方位距离(km)人口数（人）NNW1.5NNE2.6NNW3.8NNW4.542卷地面沉积0.0382.18范围内各子区公众的集体有效剂量总和为3.0 0 111210-7人 Sv。4232.3.2事故工况下2285由于发生组件跌落事故，不会产生裂变气体和2206挥发性核素，放射性核素不会排到环境中，所以该事故不会对公众产生辐射影响。因此选择最有可能对环境排放气态事故源项的临时排风系统过滤器失效事故进行分析。当临时排风系统过滤器失效时，可能造成释放出的放射性物质未经过滤通过140 m排风塔释放进人大气环境，从而对环境及公众产生影响。当事故发生后，为保守考虑选取切割时工作场所中实测气溶胶活度浓度6.19 10-Bq/m为事故源项，假设共排风4h，排风量为2.0 2 10 m/h，则事故发生截至发现总排风量为8.0 8 10 m，累计产生放射性气溶胶5.0 10*Bq。对公众所受辐射照射考虑吸入途径、地面沉积外照射和空气浸没外照射三种途径，通过根据事故源项、剂量计算模式及参数，估算得到发生临时排风系统过滤器失效事故之后，公众所受剂量见表10。表10 事故释放所致评价范围内公众个人有效剂量Tab.10Public individual effective dose due to accidentrelease within the evaluation range保护目标社区1社区2社区3社区4可见该事故所致评价范围内公众的最大个人有效剂量为4.0 0 10-1mSv，出现在距基地1.5km处的社区1，可见事故所致公众个人剂量低于事故标准限值1mSv，其环境影响是可接受的。0.01距离个人剂量(km)(mSv)1.54.00 10102.62.76 10 103.81.75 10 104.51.39 10 101004期3 结 论（1）包装容器辐射安全分析表明，设计的八个屏蔽体包装容器在货包外表面及其2 m处的最大剂量率分别为0.6 3 mSv/h和0.0 2 7 mSv/h，均小于放射性物品安全运输规程规定的货包外表面及其2 m处辐射水平限值。因此，设计的运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求，可以保证货包对环境的影响处于可接受的水平。（2）工作人员辐射安全分析表明，根据整备实施方案中的主要放射性工作内容、时间和人数对工作人员在正常工况下的受照剂量进行了计算，得到工作人员个人最大有效剂量为0.40 2 mSv，工作人员所受到的集体剂量为为1.18 人mSv，低于电离辐射防护与辐射源安全基本标准对工作人员所规定的限值。根据对工作人员受照剂量影响最大的相关组件跌落事故进行计算，得到工作人员最大事故额外剂量为0.2 8 mSv，处于可接受水平，其后果达不到核应急的程度。（3）公众辐射安全分析表明，通过确定评价范围、关键核素、关键途径和关键人群组估算得到了正常工况下本整备活动排放的放射性气载流出物对公众所致最大个人有效剂量为1.2 9 10-7 mSv，远低于电离辐射防护与辐射源安全基本标准对公众所规定的限值。根据对公众受照剂量影响最大的临时排风系统过滤器失效事故进行计算，得到公众事故所致最大个人有效剂量为4.0 0 10-10mSv，可以证明本次整备对公众的影响甚小，能够许非等：反应堆强放射性部件整备辐射安全分析计和分析提供参考。参考文献：1张胜生，UF_6储存运输容器的辐射剂量模拟研究D.兰州：兰州大学,2 0 13.21何岱.I类放射源运输的辐射环境影响分析一一以某辐照中心某次放射源钴-6 0 运输为例 J.四川环境，2 0 16,3 5（5）：76-80.3GB11806-2019,放射性物品安全运输规程 S.4GB18871-2019,电离辐射防护与辐射源安全基本标准 S.5马崇智.放射性核素同位素手册M北京：科学出版社，1979.6 1IAEA.Generic models for use in assessing the impact of dischar-ges of radioactive substances to the environment R.IAEA Safe-ty Report Series No.19.2001.259保证整备过程中公众的辐射安全。（4）在后续整备活动实施过程中可以通过采取辐射防护最优化措施，进一步降低工作人员的受照剂量，使其优于本次分析所计算的个人最大有效剂量值。并且本文计算的参考工作人员参与了切割、整备、装箱、运输全部放射性工作，实际活动实施时将会根据工作任务分配不同岗位，从而进一步保障工作人员的辐射照射保持在可合理达到的尽量低的水平。通过本文的分析，可以证明针对辐照监督管及相关组件制定的切割实施方案可以满足核安全要求，而整备实施方案的设计以及整个过程中采用的辐射安全分析方法也可为类似涉核活动的设