“華龍一號”核電廠的輻射防護最優化設計

毛亞蔚，米愛軍，王曉亮，劉新建，陳巧艷，邱 林，高桂玲

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

1 最優化策略

國際原子能機構(IAEA)《基本安全原則》(SF-1)[1]原則5：防護的最優化要求“必須實現防護的最優化，以提供合理可行的最高安全水平”，為確定是否處于可合理達到的盡量低水平，必須事先(采用分級方案)對正常運行、異常工況或事故工況所造成的所有這類危險進行評定。核電廠設計的基本安全目標是在與之相關的所有活動中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人與環境免受放射性危害。為實現此基本安全目標，核電廠的輻射防護設計必須保證在所有運行狀態下廠內的輻射照射或由于該設施任何計劃排放放射性物質引起的輻射照射低于規定限值，且可合理達到盡量低。同時還應采取措施減輕任何事故的放射性后果[2]。顯然設計在滿足工作人員與公眾劑量限值與約束值的同時，應當充分考慮最優化原則的應用。IAEA在其安全導則NS-G-1.13[3]中給出了輻射防護最優化的工作策略，如圖1所示。

圖1 核設施設計的輻射防護最優化策略[3]

1986年9月，潘自強院士在《輻射防護》第6卷第5期發表了《輻射防護最優化——當前輻射防護研究的主要課題》一文[4]，深入探討了輻射防護最優化的基本概念，提出輻射防護綱要和最優化方法與參數，將核電站輻射防護設計的最優化與運行輻射防護最優化等問題作為當時防護工作領域急需解決的部分關鍵課題。時至今日，伴隨我國核工業數十年的安全高效發展，核電廠的設計也經歷了海外引進與自主研發同步推進的艱苦奮斗歷程，在充分總結二代核電廠設計與運行經驗的基礎上，輻射防護最優化原則在我國完全具備獨立自主知識產權的三代壓水堆“華龍一號”的設計工作中得以有效的貫徹與執行。

華龍一號核電廠的輻射防護優化設計即是遵循此策略，基于基本的設計方案，確定設計目標，結合運行經驗所建立的輻射與化學數據庫，開展個人和集體劑量評價，在最優化審查與開展代價利益分析的基礎上，不斷地評估反饋修改設計以達到最優化的設計目的。

2 設計目標值

設計目標值的確定本身即是一個反復迭代、確認與優化的過程，在滿足法規標準限值的前提下，要結合已有核電廠的運行情況和社會經濟等多方面的因素予以考慮，通過充分的調研與反復的論證，華龍一號確定的各類設計目標值列于表1。

表1 華龍一號核電廠輻射防護設計目標值

3 最優化設計內容

核電廠的輻射防護優化設計是與總體設計、工藝系統、設備布置、安全分析等多項設計內容相關聯的系統性工作，所能達到的水平，取決于總體設計要求。通過確定輻射防護優化設計原則及方案，輻射防護優化設計工作也將對工藝設計、建筑結構、三廢系統、事故分析等設計內容產生直接影響。

采用先進技術，滿足先進的核安全法規與標準的三代機組“華龍一號”核電廠的總體設計方案目標包括：60年壽期、單堆布置、177堆芯、18個月換料、雙層安全殼、一體化堆頂結構、能動與非能動安全系統、提高事故應急能力等多個方面，相對于防護設計所參考的二代加核電廠有顯著變化。設計在參考電站經驗反饋的基礎之上進行持續改進，這些重大變更對輻射防護優化設計工作造成了巨大的挑戰，需針對這些內容開展細致的分析評估，包括：堆芯源項，主冷卻劑裂變及腐蝕活化產物源項的重新評估；反應堆廠房相關的正常、事故工況輻射源項分布、輻射場劑量水平的變化；核島廠房輻射分區劃分、屏蔽、劑量場的確定，以及人流、物流走向的綜合調整；雙層安全殼間的輻射屏蔽設計；三廢系統改造及功能提升造成的環境排放源項與影響評估；嚴重事故相關的重要設備對事故后環境劑量評價的影響分析等。為此，在工程最優化設計方案中確定了五項重點工作內容。

3.1 輻射源項優化設計

所有的照射劑量都是與源相關的，針對核電廠這種“源”來說，如何有效地對輻射源項的產生、擴散、遷移、收集、排放加以控制，并能夠準確地對源項大小及其分布與影響進行評估是防護設計的核心。

依據新的設計對正常運行工況的堆芯源項、堆芯積存量、乏燃料組件源項和一、二回路的裂變、活化以及活化腐蝕產物開展詳細的分析計算與評估工作。其中鑒于壓水堆核電廠職業照射的80%以上來源于大修期間由系統設備表面的活化腐蝕產物沉積源項導致的外照射[7]，因此，活化腐蝕產物源項的降低與控制技術成為華龍一號核電廠輻射源項優化工作的重點。設計中通過在秦山第二核電廠4臺機組開展的專項輻射源項測量工作，結合已有二代加核電廠的運行經驗反饋，系統地收集測量了停堆工況下反應堆冷卻劑系統、化學和容積控制系統、硼回收系統以及余熱排出系統中具有代表性的活化腐蝕產物源項沉積位置處的沉積源項，對影響腐蝕產物產生、遷移和沉積的機理進行研究。通過一系列的測量、數據收集及理論分析工作，為進一步降低活化腐蝕產物的產生，在華龍一號機組的設計中嚴格限制了燃料組件及反應堆材料與一回路冷卻劑接觸部件中的Co含量，提高蒸汽發生器傳熱管和穩壓器電加熱元件的表面光潔度要求，堆內構件在制造過程中進行鈍化處理，還采用了鍍鉻、避免承插焊等技術。制定了嚴格的水化學控制規范，對運行冷卻劑的pH值加以限制，在一回路中添加氫氧化鋰以中和硼酸，并將pH調至最佳值(弱堿性，在300 ℃時為7.2)。在采取源項降低與控制技術的同時，還增加系統的凈化與去污能力，采用凈化能力較高的過濾器和除鹽器，如化容系統前過濾器RCV001FI對0.45 μm顆粒滯留率達到98%。輔助系統各類型除鹽器采用離子交換法對放射性流體中的陰離子和陽離子的凈化能力也在90%以上。

華龍一號核電機組采用成熟經驗證的技術，貫徹應用縱深防御的基本安全原則，強化系統、設備、構筑物的冗余性、多樣性和獨立性設計，通過一系列專設安全設施的系統配置優化工作，提升了機組應對設計基準事故的安全能力，同時針對高壓熔堆、氫氣和蒸汽爆炸、底板熔穿與安全殼晚期超壓失效等嚴重事故現象應用能動與非能動相結合的嚴重事故預防與緩解措施，以從設計上實現實際消除大量放射性物質釋放。結合這些總體技術方案與設計特征，事故后源項優化分析工作的重點之一是最佳估算方法在設計擴展工況的應用研究，設計中針對與放射性物質包容相關的雙層安全殼、非能動安全殼熱量導出系統、安全殼消氫和過濾排放系統開展研究，以驗證和評估這些系統對事故后放射性物質的滯留和去除效果。建立一體化計算模型，針對二級PSA分析得到的安全殼完好、安全殼隔離失效、安全殼旁路失效、安全殼早期失效、安全殼晚期超壓失效、安全殼過濾排放、安全殼底板熔穿等12種釋放類及其對應的包絡性事故序列，對嚴重事故后的熱工水力行為以及裂變產物的釋放進行了計算分析，給出了不同釋放類下各放射性裂變產物分組向環境的釋放份額隨時間的變化，并對各釋放類安全殼內及環境釋放份額進行了比較分析，選取具有包絡性與代表性的9個釋放類別，同NUREG-1465源項(輕水堆事故源項)進行比較研究，確定事故后果評價釋放源項。

3.2 輻射分區優化

輻射分區是實現ALARA原則的重要具體手段之一。核動力廠廠內輻射分區的目的在于有效地控制正常照射、防止放射性污染擴散，并預防潛在照射或限制潛在照射的范圍，以便于輻射防護管理和職業照射控制，使工作人員的受照劑量在運行狀態下達到合理可行盡量低的水平，在事故工況下低于可接受限值。輻射分區優化設計不僅能為廠內的總體布置、通風系統設計和屏蔽設計提供依據，同時也為核電廠的運行管理提供了一個相對規范的管理平臺，對制定一些行之有效的控制措施以及對核電廠整體輻射水平的預測提供參考。

根據《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》(GB 18871—2002)第6.4節的輻射防護設計要求：“應把輻射工作場所分為控制區和監督區，以便于輻射防護管理和職業照射控制”， 基于原有輻射分區準則，同時借鑒國內核電廠業主單位的運行經驗反饋以及國際主流三代核電廠的相關設計，修訂輻射分區劑量率邊界值，優化控制區的子區劃分。

對于國內已運行的二代改進型壓水堆核電廠，設計階段的輻射分區一般是能夠包絡機組運行狀態的輻射分區。由于這類輻射分區采用包絡性的輻射源(一般采用具有包絡性設計源項DST)進行設計和評估，因此，其整體水平要高于核電廠在實際運行中的輻射水平。此外，二代改進型壓水堆核電廠輻射分區中，其中的黃區和橙區的劑量率區間較大，在實際運行中，在這些子區中部分工作場所的劑量率水平并未達到子區劑量率區間的上限值，在這些工作場所中工作人員可能的受照劑量易被高估。由于各子區的劑量率區間上限值和最大工作時間是與集體劑量目標值相對應的，如果子區劑量率區間過大，則在相應子區的最大工作時間受到限制。如果將這些子區進行細分，在子區的居留時間也可以相對延長，增加工作安排的靈活性。考慮到我國運行電廠實際運行經驗和設計優化的考慮，華龍一號的設計中，對控制區子區的劃分進行了合理細化，具體對比列于表2。

表2 控制區子區劃分對比

在核電廠實際運行過程中機組會處于不同的工況下，如功率運行工況和停堆換料工況。在不同工況下部分放射性設備將處于不同的運行狀態，這必將對設備所在房間的輻射分區產生影響，因此，一種工況對應的輻射分區圖難以準確、直觀地涵蓋其他工況的輻射分區情況，為準確、直觀地反映不同工況下對應的輻射分區情況，針對那些對輻射分區影響較大的工況進行分析，分別給出對應的輻射分區圖。

華龍一號的設計中，兼顧了功率運行和停堆工況下的輻射分區優化。在功率運行工況下，高輻射區盡量向中心區域集中連片布置，外圍盡量設置為較低的輻射分區。在停堆工況下，保證了工作人員主要的通行和檢修區域的輻射水平盡可能低。功率運行和停堆工況下的輻射分區示意圖分別如圖2所示。

圖2 功率運行工況(左圖)和停堆工況(右圖)反應堆廠房輻射分區示意圖

華龍一號功率運行工況下的輻射分區是在設計源項分析的基礎上，對各類放射性管道和設備進行模擬分析，得到相關區域的場所劑量率分布情況，從而確定對應場所的輻射分區。在核島廠房布置設計時，在遵循“進入低輻射區時不經過高輻射區”的原則下，將高放射性設備和管道盡可能分區域集中布置，在完成初步的布置后，重新模擬分析輻射場分布情況，根據分析結果重新確定分區，并進一步調整系統布置和屏蔽體的設計。通過此過程的不斷迭代優化，最終使得布置和屏蔽設計達到較為優化的程度，將高輻射區集中連片，中間通過迷宮墻等方式設置過渡區，形成從高輻射區到低輻射區的合理過渡，并將低輻射區如常規工作區(綠區)在滿足防火分區條件下有效貫通，規劃合理的人員通行方向，以便于人員的通行及應急撤離。

華龍一號停堆工況下的輻射分區是基于停堆工況下廠房內源項分布及房間功能需求綜合考慮確定的。停堆大修期間，房間內的劑量率主要由其內部的設備和管道包容的放射性物質造成，劑量率大小取決于放射性物質在設備中的滯留情況，這與停堆過程中機組所處狀態有關。停堆期間的輻射源項，需要基于大量的經驗反饋來確定，因此，華龍一號在停堆分區設計過程中，開展了大量的同類型運行電廠停堆工況下輻射源項分布調查及場所劑量率測量工作，在實測運行經驗反饋數據的基礎上，結合華龍一號的系統設計和廠房設計特點，綜合考慮廠房內系統和設備的檢查、維修需求及人員居留需求，進行適當的系統調整和屏蔽體設置，最終確定了停堆工況的輻射分區，使得人員主要的通行和檢修區域的輻射水平盡可能低。

3.3 事故后工作人員的防護優化設計

事故工況下，位于安全殼外的一些專設安全系統和核輔助系統處于運行狀態，這些系統中可能滯留放射性氣體和液體。基于對事故后的處理及設備維修和操作的必要性，需要進行事故后可接近性的分析。新建核電廠的設計，需要考慮事故后需要人員進行現場作業的區域的輻射防護設計，保證相應區域人員接近時的輻射安全。

新建核電廠事故后輻射防護設計應結合事故后運行系統的設置以及事故規程和嚴重事故管理導則，對事故后需要人員執行現場操作的所有位置和通行路線的場所劑量率水平和氣載放射性水平進行分析，以此作為事故后人員受照劑量能否滿足法規標準要求的判斷依據。對于事故后工作人員的受照劑量無法滿足相關要求的，需要對相應的輻射防護設計進行調整。

華龍一號在設計中，考慮到對事故的預防與緩解，設置了相應的專設安全設施，在事故中可能投入運行的還有部分輔助系統、輻射監測、取樣等系統，這些系統包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、化學和容積控制系統、安全殼大氣監測系統、核取樣系統、輻射監測系統、輔助給水系統、應急硼注入系統、安全殼消氫系統、安全殼過濾排放系統、快速泄壓系統、非能動安全殼熱量導出系統、堆腔注水系統等，這些系統中的部分會在相應的設計基準事故和嚴重事故工況下投入運行。根據事故后系統設計特點、運行需求和相關的事故規程以及嚴重事故管理導則，對事故之后需要工作人員進行現場操作的事故進行了梳理，重點分析了事故后現場操作的區域及人員通行路徑的可達性，相關的設計基準事故包括LOCA、SGTR、燃料操作事故。根據嚴重事故管理導則考慮了安全殼隔離閥操作過程中的人員防護。

華龍一號在設計中，將主要的專設安全設施布置在安全廠房，并且在設計中，通過對事故后包容放射性物質的管線的布置優化和通道屏蔽優化，對于事故后的操作區域通過屏蔽優化和遠傳操作設置等手段，保證了事故后操作區域的可達性。華龍一號的設計能夠保證在發生設計基準事故和嚴重事故后，對于需要進行現場操作的區域、相應的廠房內通行路線、撤離路線等區域內的設備和管道內包容的輻射源項以及廠房氣載放射性源項所致的人員輻射照射在法規標準要求的范圍內，相關設計能夠保證工作人員在事故后通行和進行相應操作時的輻射安全。

3.4 職業照射劑量評價

劑量評價是對輻射防護設計方案是否滿足要求的衡量手段之一，也是輻射防護優化程度的評價依據。通過劑量評價可以對電廠輻射防護設計的優化進行定量的分析，并依據評價的結果，進行具有針對性的設計改進。劑量評價的內容，應當優先根據同類設計的現有電站的輻射水平的實際測量值進行劑量估算，并證明為計劃運行估算的劑量低于監管部門規定的劑量約束值[8]。同時劑量評價的內容應當包括ALARA評審的內容，將集體劑量目標值作為衡量ALARA的重要指標進行評估。

在華龍一號設計過程中，收集了大量我國已運行電廠的經驗反饋數據，包括核電廠運行中不同的操作類別、不同操作類別中的具體每種操作每年的操作次數、每次操作的工作人數、每次照射時間、操作時的平均劑量率水平以及每個操作項目的集體劑量數據。集體劑量評價方法參考了NRC RG 8.19[9]的推薦方法，其基本考慮包括：1)劑量評價需要對電站職業照射有潛在貢獻的所有主要工作內容進行評價，這里的主要工作內容是指那些集體劑量超過0.01人·Sv的活動；2)進行劑量評價的目的在于盡量避免不必要的照射和降低可預見的劑量，需對與控制職業照射相關的設計、屏蔽、布置、流通模式、預期的檢修和輻射源情況進行明確的說明，其目的是在設計的早期階段進行劑量評價以有效降低工作人員的預期受照。

設計中劑量評價考慮的主要操作類別包括：反應堆運行和監督；維修(包括日常維修和機組大修)；在役檢查；燃料處理操作；廢物處理；其它類。針對華龍一號的設計特點：堆芯及系統設計可能導致的部分閥門與管道數量增加；電站60年壽期和布置優化；一體化堆頂結構設計改進；嚴重事故預防與緩解措施福島事故后相關改進；LBB(Leak Before Break破前漏)技術的應用；材料與水化學控制和系統凈化設計改進等進行了專項劑量影響評估工作。

為系統全面地開展職業照射劑量評價工作，設計人員開發了華龍一號專用的劑量評價軟件ODADS/V1.0，對運行經驗反饋數據進行收集、統計、分類和分析預測，評價結果表明預測的個人劑量最大值為進行蒸汽發生器檢修作業的工作人員，不超過8mSv。結合華龍一號的設計特點對相應的操作類別考慮相應的修正因子，評價給出的華龍一號核電廠工作人員的集體劑量為0.59人·Sv/(堆·年)。

針對事故工況下的劑量評價，由于華龍一號機組主控室實現雙進風口技術改進并增加內部回風循環過濾設施后，對于考慮非過濾泄漏的設計基準事故和嚴重事故條件，工作人員接受的劑量均低于HAD 002/01—2010規定的限值，滿足主控室的可居留性要求(30 d)。

3.5 環境排放的設計優化

環境友好性作為三代核電輻射防護最優化的一項重要指標，在華龍一號的設計和評價中得到了充分的關注與考慮。從主回路源項優化起始，到三廢處理系統的優化設計，再到后端的評價體系和評價方法的全面綜合考慮與優化，華龍一號機組達到了目前主要國家和組織對于先進壓水堆排放優化的設計目標[10]。

在我國國標GB 6249—2011[6]中對于核電廠的排放量控制值、液態流出物排放濃度控制值以及公眾劑量約束值(0.25 mSv/a)給出了具體的規定，并提出了在此基礎上確定排放和劑量管理目標值的規定。美國NRC的10 CFR 50附錄I[11]提出對于新建核電廠需要滿足以下的要求：壓水堆電站每臺機組對應于氣載流出物排放的優化劑量管理目標值為50 μSv/a，對于一個廠址也是50 μSv/a；液態流出物排放的優化劑量管理目標值為30 μSv/a，廠址是50 μSv/a。在歐洲用戶文件(EUR)[12]中提出，對于包括預期運行事件的正常運行工況下，公眾所受的輻射影響的目標值為每臺機組10 μSv/a，同時其還規定了新建壓水堆核電廠的氣液態流出物的排放優化目標值。對于英國新建核電廠址，其要求對公眾輻射影響的最優化區間為0.02～0.3 mSv/a[13]。在綜合對比分析我國的審管要求、國際的先進指標等情況下，在華龍一號設計過程中確定了每臺機組10 μSv/a的優化公眾劑量目標值，以作為環境排放優化的一項重要衡量指標。

為了達到華龍一號機組的環境排放優化目標，在以下方面開展了研究和設計工作。

(1)三廢處理系統改進。三廢系統設計中[14]，在充分應用當前成熟可靠的處理工藝和技術的情況下，華龍一號的三廢處理系統對廢液處理系統的離子交換單元增加了絮凝注入及活性炭吸附工藝，采用可降解防護用品替代傳統的防護用品并使用可降解廢物處理系統進行處理，濕廢物處理采用樹脂濕法氧化工藝和濃縮液再濃縮高效水泥固化工藝等，并且提高了硼回收系統的處理能力以及采用了成熟的自然循環蒸發裝置等國產化設備。對廢液處理系統改進后，采用連續注入凝聚加離子交換處理技術處理工藝排水和部分超標的地面排水，同時也將Ag-110m污染廢液由蒸發改為該技術處理。該工藝改進不但解決了Ag-110m廢液難處理以及蒸發處理時對蒸發單元造成污染的問題，而且大大降低了蒸發裝置的負荷，減少了濃縮液的產生量。改進后的三廢處理系統可以滿足我國當前核電廠排放量與排放濃度的審管要求。

(2)排放源項計算的設計優化。在華龍一號的排放源項研發設計的起始階段便采用了現實源項與保守源項兩套代表不同運行工況源項的開發和設計思路，這一思路很好地契合了我國審管當局后續對于壓水堆源項框架體系的要求[15]。華龍一號排放源項的計算基于核電廠的設計，同時參考了秦山二期、福清1、2號機組等的經驗反饋情況，在充分借鑒成熟和受到認可的排放源項計算模式和建立方法的基礎上，更加全面地參考了我國核電站的運行參數和經驗，很好地反映出了我國壓水堆核電廠多年來的經驗累積以及我國對于源項框架體系的研究成果，并且與我國和歐美國家實際運行的排放情況進行了大量的對比驗證[16]。經過計算，華龍一號機組保守工況下的排放源項滿足我國國標GB 6249—2011對于壓水堆核電廠排放量和液態流出物排放濃度控制值的要求，同時現實工況下的排放源項也要低于EUR所提出的排放優化目標值(見表3)，從而證明華龍一號的設計滿足我國法規標準的要求，同時也滿足目前世界上先進的核電廠設計目標值。

表3 華龍一號現實排放源項與EUR優化目標值比較

(3)全方位的輻射影響評估。在得到排放源項后，針對華龍一號機組首堆工程開展了全面的公眾和生物的輻射影響評價工作[14，17]，評價結果表明，華龍一號機組首堆工程2臺機組在現實工況下對公眾造成的輻射影響僅為2.69 μSv/a，滿足本工程所制定的公眾劑量目標值的要求。同時在華龍一號首堆工程的執照申請[14]和對應的科研中還對水生生物、陸生生物的輻射影響也進行了全面的研究和評估，所得到的評價結果也滿足IAEA、歐盟等所給出的生物輻射影響指導值的要求。為了更進一步地評價公眾的輻射影響，針對華龍一號機組還開展了公眾嬰兒組居民通過母乳喂養途徑造成劑量的研究工作，按照歐美和IAEA推薦的評價方法所得出的評價結果也滿足公眾劑量目標值的要求。

4 最優化設計評估

根據圖1所示優化設計策略，華龍一號的設計人員依據運行電廠的經驗反饋，結合機型設計特征，在輻射源項、輻射分區、環境排放、事故后防護與劑量評價等方面開展了全面的輻射防護優化設計工作。

華龍一號在設計過程中開展了較為系統的同類型核電廠運行經驗反饋數據的收集與分析工作，形成了經驗反饋數據庫，內容涵蓋了電廠運行參數、重要的水化學參數、系統中的源項數據、廠房內場所劑量率數據、人員職業照射受照劑量數據、氣液態流出物源項數據等輻射防護最優化設計所需的相關數據，在華龍一號的設計過程中，結合運行電廠經驗反饋，開展多方案比選和優化，結合代價利益分析的結果，給出了輻射防護優化設計方案。

評價結果表明設計過程貫徹了“保證工作人員和公眾受到的輻射劑量，在壽期內運行狀態下不超過劑量限值且在事故工況下不超過可接受限值，并可合理達到的盡量低”的基本原則[3]。

華龍一號的劑量評價結果表明，職業照射和公眾照射都很好地滿足了輻射防護設計目標，工作人員的集體劑量為0.59人·Sv/(堆·年)，對公眾造成的輻射影響僅為2.69 μSv/a。可以看出，華龍一號的輻射防護設計滿足我國現有法規標準，也達到了目前國際對先進壓水堆的優化設計指標，實現了輻射防護最優化設計的目標要求，充分體現了三代核電的先進特點。

5 確保持續改進

核電廠的輻射防護設計是一個結合運行經驗反饋和設計特征進行反復迭代和優化的持續改進的過程。隨著我國在運壓水堆核電機組運行經驗和數據反饋情況的不斷積累，新建核電廠的設計應當充分汲取運行電廠的經驗反饋，分析劑量趨勢，確定不斷改善的新的設計目標，并將同類電站的良好實踐加以充分應用。為此，隨著華龍一號機組的建設與標準化設計工作的不斷深入，為確保輻射防護優化設計的持續改進，應當在如下幾個方面進一步推動與開展工作：

(1)進一步收集運行電廠的運行經驗，開展劑量趨勢分析，比較類似電廠的類似工藝及相同操作項，找出良好實踐，加以總結，在設計中予以實現；

(2)針對能夠顯著降低輻射劑量的材料選擇、管道內表面處理、先進去污技術、新型過濾器、遠程監控與報警系統、機器人技術、設備免維護等先進技術開展專項研究；

(3)加強設計過程中的標準化建設與知識管理，形成ALARA設計清單與準則，建立數據收集系統，在三維設計與數字化電廠設計工作中將輻射防護優化設計特征予以充分反映；

(4)加強輻射防護教育與培訓，使設計者、管理者等不同專業與部門之間都能夠更加充分意識到設計對工作人員與公眾產生的輻射影響，在輻射防護風險評估與全部的設計風險之間進行優化。