压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

Nuclear Electronics Detection Technology2011 年 8 月Aug2011压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造张涛，熊国华，郎玉凯，郭伟( 中科华核电技术研究院有限公司，深圳 518124)摘要:辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障，研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则，对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平，减少改造风险至关重要。根据核电厂 的法规和设计规范，结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验，提出了压水堆核电厂辐射监测 系统的一般设计原则和要求，并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统的改造措施及方法。关键词:辐射监测系统; 压水堆核电厂; 设计与改造中图分类号:文献标识码:文章编号:0258-0934( 2011) 08-0908-04TL 45A随着国家提出积极发展核电的政策，核电作为一种清洁、安全、经济的能源将得到广泛的 应用，但核电的生产过程中会产生大量的核辐 射，大大影响了核电的推广和应用。为了降低 生产过程中的辐射风险，防止意外核泄漏和照 射事故，确保安全生产，在核电厂中必须设计辐 射监测系统以监测机组运行、大修过程、事故及 事故后状态中的设备及环境的辐射情况，为工 作人员提供相关信息。压水堆核电厂是我国现 阶段批量化建设的堆型，研究压水堆核电厂辐 射监测系统的设计和改造对于提高压水堆核电 厂运行的安全性至关重要，而辐射探测技术的 不断发展也进一步促进了压水堆核电厂辐射监 测系统设计和改造的不断升级。探测技术、材料科学、通信技术、计算机及 嵌入式系统等的发展和应用使得辐射监测技术 向着小型化、智能化、模块化、最优化和多功能 的方向快速发展，尤其是数字化技术的应用，使 得辐射监测系统能够更加容易地实现远程控制 和数据管理，人机接口也更加丰富。辐射监测技术的进步以及核电厂相应技术的发展，促使供货商不断升级原有产品，导致原有的设备缺 少备件，从而促使我们对在役压水堆核电厂辐 射监测系统实施改造。目前来说，国内核电厂应用的辐射监测技 术主要来自于 Mirion 公司( MGP) 和西安核仪 器厂，Canbeera 公司的技术主要应用于中国的 试验快堆和先进研究堆，而美国 GA 公司的辐 射监测技术尚未在国内广泛应用，但是总体来 说，由于历史的原因，国内的供货商与国外的知 名供货商存在很大的差距，国外的这些供货商 能够提供压水堆核电厂辐射监测系统所需的所 有通道的设备和技术，而且在国外的核电厂得 到很好的应用和推广，占据了国内核电厂大部 分的市场份额，最能代表辐射探测技术的最新 进展。大亚湾和岭澳核电厂主要使用的就是 Mirion 公司的辐射监测设备和技术。压水堆核电厂辐射监测系统的设计压水堆核电厂辐射监测系统主要实现: 区 域辐射监测、流出物监测和工艺监测。它能实 时监测电厂重要区域的辐射水平和空气放射性 污染水平，保证工作人员免受不必要的辐射照1收稿日期:2010 08 31作者简介:张涛( 1982 ) ，男，陕西省汉中人，工程应急人员提供电厂重要区域的辐射水平信息，以供相关人员分析、查找和处理可能的故障; 对 电厂气态和液态的流出物进行监测，并向电厂 有关系统提供报警信息，以控制气态和液态流 出物的排放，并能估算和控制总的排放量，实现 流出物活度浓度和总量控制，以保护环境和公 众健康; 监测安全屏障和某些设备及系统的状 态。辐射监测系统还能自动触发报警系统和相 关的隔离、系统切换( 通风系统的碘过滤器) 、 人员撤离报警等自动动作。1. 1压水堆核电厂辐射监测系统的结构压水堆核电厂辐射监测系统通常由若干个 测量通道和集中信息管理系统组成，集中信息 管理系统也可独立于辐射监测系统。一般来说 测量通道也是由一些标准的配件如探头、就地 测量显示单元和远端显示单元等组合而成，探 测方式分为在线和离线( 取样) 两种方式，按照 功能可以将测量通道分为:( 1) 区域辐射监测，监测工作场所中某一 点的 辐射剂量率; ( 2) 空气放射性浓度监测， 监测工作场所中气体、碘和气溶胶的放射性浓 度; ( 3) 流出物监测，连续监测流出物的放射性 活度; ( 4) 工艺监测，监测厂房内的重要设备或 其附近的 辐射、空气放射性或工艺流的放射 性。测量通道是辐射监测系统最重要的组成部 分，通常各个测量通道通过集中机柜与核电厂 其他系统进行连接，图 1 是压水堆核电厂辐射 监测系统的一般结构示意图，其中报警与自动 动作触发单元、信号记录单元及集中数据管理 系统不同的电站可能差异较大，一般采用 DCS 技术设计的机组在数据记录、报警与管理等方 面更灵活，功能更全面。图 2 是大亚湾核电厂 辐射监测系统改造前的结构图，由于大亚湾核 电厂未采用 DCS 设计技术，因此考虑到硬件方 面的制约，部分通道共用了一级报警及记录设 备，报警信号的逻辑处理通过继电器来实现。图 1 压水堆核电厂辐射监测系统的一般结构图图 2 大亚湾核电厂辐射监测系统结构图1 2 1 压水堆核电厂辐射监测系统设备的布置 原则探测装置应布置在有代表性的位置，以减 少其他设备对测量的影响，符合剂量测量的最 佳要求; 设备周围应留有适当的空间，便于维修 人员放置校验源，进行维修和试验; 设备安装应 符合人因工程原理，便于运行和维修人员的正 确操作，并能防止误操作，减少人因事故; 设备 安装应选择环境条件较好的位置，考虑电磁干 扰、温度、湿度和振动等对系统的影响; 报警显 示器应布置在显而易见的位置，如人员入口或 工作人员出现概率大的地方。区域 辐射的探测器应位于一般人胸部 的高度，监测点应布置在电厂工作人员经常出 入或接近的地方，或辐射剂量率变化较大的地 方，并符合下列的条件之一:( 1) 工作人员进入之前就需要知道剂量率 大小的地方; ( 2 ) 辐射剂量率相对较高，或可 能出现辐射剂量率突然升高而没有其他监测设 备的地方; ( 3 ) 辐射剂量有可能增加到要求让1. 2压水堆核电厂辐射监测系统设计的一般原则压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则应符合相应的核电技术法规或规范( 如 RC-CM 及 RRCE 等) 的要求，设备的探测范围取决 于通道的用途及国家法规以及核电厂的设计要 求。工作人员撤离的地方; ( 4 ) 有可能偶然出现高辐射剂量率，使工作人员不能进入的地方。空气活度监测取样管道的布置应使取样管 道尽可能的短，避免和减少弯头数量，并选择合 适的材料，以减少空气的阻力和放射性物质的 吸附和沉淀。空气活度探测和测量装置应尽可 能布置在辐射剂量率较低和空气活度较低的区 域。监测点应设置在工作人员所到之处，并考 虑下列条件:( 1) 空气流通情况和取样的代表性; ( 2) 工 作人员有可能停留较长时间的地方; ( 3 ) 潜在 空气放射性的地方; ( 4 ) 潜在的放射性泄露路 径附件; ( 5 ) 取样口的高度一般要高于人的头 部。流出物监测分为气态和液态流出物监测。 气态流出物取样点应布置在烟囱和其他向环境 排放的风道中，取样点应具有代表性，取样管道 尽可能短。液态流出物的监测点和取样点应设 置在液体流出物的排放管线中。工艺监测主要用来监测核安全屏障的完整 性。利用 辐射监测来监测核安全屏障完整 性的监测点应布置在安全壳内，化学和容积控 制系统下泄管道的外面。利用气体和气溶胶的 放射性监测核安全屏障完整性的监测点应布置 在安全壳内和乏燃料水池表面，离可能的泄漏 源最近的地方，或布置在燃料包壳和冷却剂压 力边界的泄露将会引起空气中的放射性浓度升 高的地方。利用工艺流监测安全屏障的完整性 的监测点应布置在工艺管内或工艺管旁或将工 艺流引至合适位置进行监测。1 2 2 压水堆核电厂辐射监测系统测量通道的 要求一般来说，压水堆核电厂辐射监测系统的 测量通道应能连续监测，并输出数字和模拟信 号以供显示和记录。对于用于事故及事故后的 监测通道应能满足单一故障要求，在电气和实 体上必须相互独立，确保当某一通道故障时不 影响其他的通道。通道的报警阈值应在全量程 范围内连续可调，并至少设置 2 个报警阈值，提 供报警输出信号。通道还应设置各自的校验 源、通道自检操作和指示功能，并具有通道故障 自诊断和故障报警指示和屏蔽功能。通道的所 有可接触的导电部件均应可靠地接地。根据探测通道执行的功能，可以将测量通道的安全级别分为: 安全级( 1E 级) ，安全相关( SR) 和非安全相关( NS) 。用于监测事故及事 故后安全壳内 辐射剂量率、事故及事故后烟 囱管道内惰性气体放射性、蒸汽发生器一侧向 二次侧的泄露、蒸汽发生器排污的 辐射剂量 率、化学和容积控制系统管路周围的放射性水 平( 燃料元件破损) 的通道属于安全级测量通 道。用于监测设备冷却水的 放射性、反应堆 水池水面，燃料组件操作桥附近 辐射剂量 率、乏燃料水池表面的 辐射剂量率、安全壳 内惰性气体、气溶胶、碘的放射性、正常工况下， 烟囱流出物中气溶胶和碘的总放射性、控制室 内通风管内的 放射性的通道属于安全相关 的测量通道。对安全级设备的通道必须按照相应的国家 规定进行抗震试验，试验应按适当的顺序与环 境试验相配合，安全相关的设备也可以和安全 级设备一样进行抗震试验，具体可由电厂和供 货方协商决定。安全级通道的质保分级为 Q1 级，其他通道一般为 Q3 级，安全相关的设备也 可由设计方与供货方协商为 Q2 级。用于监测 事故及事故后的安全壳 辐射剂量率的通道 属于 A 类质量鉴定。对监测事故及事故后烟 囱管道内惰性气体的放射性、蒸汽发生器一次 侧向二次侧的泄露、蒸汽发生器排污的 放射 性、化学和容积控制系统管道外周围的辐射水 平的通道按 C 类质量鉴定进行，其余通道属于 常规工业质量鉴定级。1 2 3 安全级及安全相关辐射监测通道的设计 原则安全级及安全相关辐射监测通道的设计要 考虑应对共因故障及单一故障准则的要求，在 设计时要做到电气和实体的隔离，考虑到系统 的可靠性，还要采取冗余设计。一般来说，可以将整个辐射监测系统的通 道分为 A 列和 B 列，A 列和 B 列通道采用完全 隔离的安全级电源，相互冗余的设备应分别安 排在不同的列中。在设计时应注意具有自动动 作的通道与相应的其他系统之间的电气接口在 A、B 列上具有一致性，避免 A 列通道与 B 列其 他相关系统之间的连接。在实体隔离方面，A、 B 列具有冗余的安全级通道还应在空间上进行 隔离，不能将冗余的通道布置在一起。在信号处理和传输中不仅要考虑信号完整性，还要采用信号隔离的技术，并且安全级通道信号的记录也可采用冗余设计的方法，在模拟 信号传输与记录之间要有信号隔离模块。安全级及安全相关辐射监测通道在设计时 还要考虑定期试验的要求，以方便运行人员进 行日常的维修和实验。考虑功率的影响及上游电气接口对其他系统的影响。机械接口主要是新设备在安装过程中对 原有机械安装接口的影响。信号接口的影响主 要针对信号系统设计中所考虑的信号完整性及 隔离、信号转换、工艺流等方面是否满足原设计 要求。对涉及到核安全的改造措施，需要充分考 虑改造风险，并向国家相关部门报批，改造的实 施过程也需要分阶段实施，并根据电厂大修的 情况来安排通道施工的先后顺序，应避免对彼 此冗余的通道进行同时施工。大亚湾核电厂辐射检测系统存在的问题及改造措施大亚湾核电厂辐射监测系统采用的是上世 纪六、七十年代的技术，随着辐射监测技术的进 步与发展，许多重要备件已经停产，系统不可用 风险逐年增大，而且部分监测通道故障频繁，探 测下限偏高，不利于放射性泄漏事故的早期诊 断和预防。为了保证辐射监测系统的安全、稳 定运行，采用目前成熟、可靠的主流辐射监测设 备对大亚湾核电厂辐射监测系统实施整体改 造。改造后大亚湾核电厂辐射监测系统的结构 图如图 3 所示。2总结辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的 重要保障，主要实现区域辐射监测、流出物监测 和工艺监测的功能，而辐射监测技术的发展、设 备老化和缺少备件等情况会促使在役核电厂对 辐射监测系统进行改造。对压水堆核电厂辐射 监测系统进行设计或者改造需要遵循一定的设 计原则，以满足国家法规和核电厂设计规范。 根据这些原则和相应的法规，结合核电厂现有 的技术进行设计或改造，并且不同安全分级的 监测通道一般采用不同的设计原则。在对系统 进行改造的过程中还需要充分考虑改造的风 险，并分析改造对系统接口的影响，合理安排施 工顺序。3参考文献:1凌球，郭兰英 核电站辐射测量技术M 北京: 原子能出版社，19982徐进财，张迪 从系统设计分析核电站辐射监测仪 表的特点和发展趋势J 核电子学与探测技术，2009，29( 5) : 1241 12473孙立平，孙鸣 核电站保护屏障的监护神 核电站 辐射监 测 系 统 概 述J 中 国 核 电，2008，1 ( 3 ) :2524核工业标准化研究所 压水堆核电厂房固定式辐射 监测系统设计准则，EJ / T1180S 北京: 中国标准 出版社，20055IEC61504 Nuclear power plant instrument and con- trol system important to safety Plant wide radiation monitorS 2000( 下转第 915 页，Continued on page 915)图 3 改造后大亚湾核电厂辐射监测系统结构图改造更换了部分通道的探头，提高了通道 的探测能力，其中部分通道使用了成套的集成 设备，更加便于日常的维修和取样，并新增了用 于集中数据管理的 DAS 系统。为了降低改造 的风险，改造不改动与其他系统( 继电器( 自动 动作) 、报警与记录等) 之间的接口，但改造过 程中需要对系统机械接口、信号接口及电气接 口的影响进行分析。对电气接口的分析应充分能量补偿进行优化，最终的能量补偿会取得更好的效果。总结3本文分析了计数管的能量响应特点并针对J4403 型计数管进行了实际模型的蒙特卡罗计 算，Geant4 的计算结果给出了补偿物质材料、 金属厚度、金属穿孔和物质的层数对能量响应 的影响规律，这些规律将有助于在其他计数管 的能量补偿中各个参数的确定。在利用以上规 律确定了各个参数的大致范围以后，为了获得 满意的能量补偿结果需要不断地调整各个参数 进行蒙特卡罗计算，但最终的结果会受限于计 数管阴极的材料选择和结构参数，如果在计数 管的设计制造阶段就引入蒙特卡罗计算并针对参考文献:1李继源，来永芳，邹本日，等 G M 计数管的可靠性J 核电子学与探测技术，2001，21( 2) : 89 932D Barclay Improved Response of Geiger Muller De- tectorsJ IEEE Transactions on Nuclear Science，1986，33( 1) : 613 6163钱建复，沈庭云 核辐射剂量学M 北京: 国防工 业出版社，20094Geant4 User s Guide for Application Developers，Geant4 Collaboration，December 17，2010The Energy Compensation Study of Geiger Mueller TubeBased on Geant4GONG Yu wei1 ，LIU Ming jian2 ，ZHANG Yan2 ，JIA Ming chun1 ，GONG Jun jun1( 1 Navy University of Engineering ，Wuhan 430033，2 Institute of Navy Nuclear and Chemical Defence，Beijing 100077)Abstract: The energy response of Geiger Mueller ( GM ) tube to ga mma radiation in wide energy range ismainly researched，and characteristics of energy response are briefly explained in theory Some factors that influ- ence energy response are analysed in the model of J4403 tube by Geant4 The analysis obtains energy response of compensated tube with various compensation shields，which provides the foundation for energy compensation Key words: Geiger Mueller tube，energy compensation，Geant4( 上接第 911 页，Continued from page 911)Design and Retrofit of Radiation Monitoring Systemfor the PWR Nuclear Power PlantZHANG Tao，XIONG Guo hua，LANG Yu kai，GUO Wei( China nuclear power technology research institute，Shenzhen，518124，China)Abstract : Radiation monitoring system is important for the PWR nuclear power plant，and the research of designmethods and principles for the ra