核電廠主蒸汽16N監測用于蒸汽發生器泄漏率測量的研究

鄭軍偉，薛 峰，王驕亞，趙延鵬，謝文明

（1.中廣核工程有限公司，廣東 深圳 518124；2.遼寧紅沿河核電有限公司，遼寧 大連 116000；3.深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳 518000）

核電廠主蒸汽16N監測用于蒸汽發生器泄漏率測量的研究

鄭軍偉1，薛 峰2，王驕亞3，趙延鵬2，謝文明2

（1.中廣核工程有限公司，廣東 深圳 518124；2.遼寧紅沿河核電有限公司，遼寧 大連 116000；3.深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳 518000）

文章介紹了CPR1000、AP1000和EPR核電廠廣泛采用的法國新型16N監測設備的組成和技術特點，通過實例描述了16N探測器可用性放射源檢查試驗。對16N監測的量化計算方法進行了分析和研究，根據國內外已有研究成果，推導出了量化計算公式。介紹了紅沿河核電站某機組的蒸汽發生器泄漏率16N監測計算系數和應用實例。

核電廠；蒸汽發生器；泄漏率；量化計算；16N

核電廠蒸汽發生器故障是導致非計劃停堆和造成電廠容量因子損失的重要原因之一。以CPR1000核電廠蒸汽發生器為例，每臺蒸汽發生器有4 474根傳熱管，為了提高傳熱效率，其管壁的壁厚僅1.09 mm，容易遭受機械損傷和腐蝕危害。傳熱管內流動的強放射性一回路冷卻劑的壓力為15.5 MPa，傳熱管是反應堆冷卻劑壓力邊界的組成部分，屬于壓水堆核電廠的第二道放射性屏障之一[1]。因此，在核電廠第二道放射性防護屏障中蒸汽發生器是一個薄弱環節。在核電廠設置合理的蒸汽發生器傳熱管泄漏監測裝置，對核電廠第二道放射性防護屏障進行在線監測，避免傳熱管泄漏后造成放射性物質污染核電廠二回路設備，甚至意外排放，就顯得十分必要。

1 16N監測原理

核裂變反應產生的能量大于10 MeV的快中子轟擊一回路冷卻劑中的氧原子，發生核反應16O（n,p）16N，產生固有活化產物16N。根據16N的衰變特性，它的半衰期為7.13 s，在其發生β衰變的同時會伴生兩種能量的γ射線，其能量分別是7.115 MeV和6.128 MeV。上述兩種γ射線具有很強的穿透能力，較容易被探測器探測到。

核電廠正常運行工況下，16N只存在于一回路系統中，二回路水和蒸汽中沒有16N核素；傳熱管發生破損時，一回路冷卻劑中的16N將泄漏到二回路的主蒸汽中，通過在距離蒸汽發生器出口較近的主蒸汽管道隔熱保溫層外側設置16N監測通道，用于探測主蒸汽中16N放射性水平（γ計數率），經過監測裝置自動化計算后，就可以確定蒸汽發生器傳熱管的破損情況。

一回路冷卻劑中的16N含量受核功率高低影響，但對應特定核功率值是相對恒定的；特定核功率平臺下，主蒸汽管道中16N衰變產生的γ射線計數率正比于蒸汽發生器的傳熱管泄漏率（單位時間內一回路冷卻劑泄漏到二回路的量），通過對主蒸汽管道中16N衰變產生γ射線計數率的測量就可以計算出蒸汽發生器的泄漏率[2]。

2 16N監測設備

1988年，法國率先研制成功核電廠蒸汽發生器泄漏率16N監測設備[3]。大亞灣核電站在建造階段由法國引進了該設備。目前，我國新建的CPR1000、AP1000和EPR核電廠的16N監測設備均采用法國新型設備。

百萬千瓦級三環路壓水堆核電廠有3臺蒸汽發生器（見圖1），設置3個16N監測通道分別監測1號蒸汽發生器（GV1）、2號蒸汽發生器（GV2）和3號蒸汽發生器（GV3）。

圖1 三環路壓水堆核電廠蒸汽發生器位置示意圖Fig.1 Position of the steam generator in M310 PWR

一個16N監測通道主要設備由探測器、就地顯示處理單元、就地顯示單元和電氣、信號連接箱組成。通道的監測信息除可以在現場就地顯示處理單元（LPDU）和輻射監測系統服務器顯示，還通過DCS系統傳輸到核電廠主控室KIC與BUP系統顯示，以供電廠工作人員獲取監測信息，通道報警信號同樣可以在現場和主控室分別顯示。

16N探測器安裝在主蒸汽管道旁邊，探測器軸向幾何中線與主蒸汽管道的水平中線平行，探測器表面距離主蒸汽管道保溫層之間留有放射源試驗用空隙。

我國新建CPR1000、AP1000和EPR核電廠16N監測廣泛使用法國SGLM201K型NaI（TI+241Am）探測器，該探測器是晶格中含有241Am的NaI（TI）晶體，其中241Am作為不變幅度的光脈沖發生器。241Am的α粒子峰在主晶體γ譜中的位置是已知的，被稱為γ等效能量。NaI（TI+241Am）光脈沖發生器的γ等效能量值，并不是一個確定值，它在0.1～4 MeV范圍內可變，這主要由特定的晶體組合及探測器溫度決定。這種與光脈沖發生器組合到一起的閃爍體，可用來不斷監測儀器裝置性能是否發生漂移或變化[4]。對于SGLM201K型探測器而言，241Am發揮了補償探測器受溫度影響，導致探測射線能譜發生漂移的作用。

16N監測通道投入使用前，必須通過放射源試驗檢查探測器的可用性；SGLM201K探測器使用60Co和137Cs作為檢查源，選擇60Co和137Cs的兩條典型γ能量峰作為參考峰，探測器內置的241Am提供另外一個參考峰，3條參考峰確定探測器對特定能量γ射線監測的準確性，以及整個通道工作的可用性。

在檢查能量譜中，1號峰為137Cs（662 keV）峰位，2號峰為60Co（1 173 keV）峰位，3號峰為60Co（1 332 keV）峰位，4號峰為241Am峰位。選擇1號、3號和4號峰作為探測器檢查參考峰。

放射源檢查試驗結果合格，表明探測器可用。

3 16N監測的量化計算

3.1 計算方法

蒸汽發生器傳熱管泄漏率16N監測的量化計算可由式（1）完成：

式中：L——蒸汽發生器傳熱管泄漏率，L·h-1；

N——16N衰變γ計數率，c·s-1；E——計算系數，c·s-1/L·h-1。假設泄漏率L=1（L/h）時的計數率為N，則E的數值與N相等[5]，可得式（2）：

式中：Φ——探測器處的γ射線通量，s-1·cm2；

Av——傳熱管泄漏時16N測點處主蒸汽管道中的16N活度，Bq·m-3·kg-1·h。

令K1=Φ/Av，它是探測系統中16N的γ輻射與幾何因素有關的校正因子；K2=N/Av，它是與探測器探測效率有關的校正因子；k=K1×K2，它是探測器對16N的探測效率（c·s-1/Bq·m-3）。

k值的計算需要根據探測器的尺寸、探測器與主蒸汽管道之間的幾何位置、主蒸汽管道及其保溫層材料等因素建立數學模型，并用蒙特卡羅法計算求出[2]。目前，法國有關研究單位使用的是MCNP（Monte Carlo N2 Particle Transport Code）提供的計數卡（Tally F8）進行k值計算。

k值的計算不僅受探測器特性差異影響，還與核電廠主蒸汽管道有關的參數相關；另外，探測器安裝位置的環境本底值也將對k值的計算結果造成影響，通過實測提供正確的本底值，以便更準確的計算k值。

已知16N衰變產生主要γ射線的能量是6.128 MeV和7.115 MeV；探測器對16N的探測效率k的計算結果是一個恒定值，不受核反應堆功率差異影響。

式（2）可以表示為式（3）：

式中：Av——傳熱管泄漏時16N測點處主蒸汽管道中的16N活度，Bq·m-3·kg-1·h。

Av與傳遞時間t的函數關系如式（4）：

式中：Ap——泄漏位置一次側的16N活度，Bq· kg-1；

Q——被測主蒸汽管道內蒸汽流量，kg·s-1· 3 600；

ρv——主蒸汽密度，kg·m-3；

ρp——冷卻劑平均密度，kg·m-3；

t——16N由傳熱管破損處到達探測點的傳輸時間，s；

λ——16N衰變常數，已知16N半衰期為7.13 s，λ值經過式（5）計算可得為0.097 2 s-1：

綜合式（1）～式（5），可得：

式（6）中，除k值是一個恒定值外，其余參數均受核反應堆功率或蒸汽發生器傳熱管泄漏位置影響。

主蒸汽流量（Q）、主蒸汽密度（ρv）與反應堆功率值有關。主冷卻劑密度（ρp）、傳熱管泄漏位置一次側的16N活度（Ap）和16N由傳熱管破損處到達探測點的傳輸時間（t）不僅與反應堆功率有關，還與泄漏位置有關。因此主蒸汽管道測量點的16N活度與核反應堆功率和蒸汽發生器傳熱管破損位置有關[5]。

式（6）中k值與t值是實現蒸汽發生器泄漏率16N監測的關鍵參數。k值與16N探測器特性及表1所列參數緊密相關。t值的計算依賴于精準的計算模型，國內外常用的模型是代數漂移流模型[6]；同一模型可以選擇不同的計算程序。近年來，我國對t時間研究計算結果與法國提供的計算結果相比，二者已非常接近[6-7]。

表1 紅沿河核電站某機組16N監測計算系數Table 116N calculation parameters for one unit of Hongyanghe nuclear power plant

不同核功率條件下，16N監測通道可實現蒸汽發生器熱管段、冷管段和彎管區的泄漏流量自動計算，主界面還可以實現每臺蒸汽發生器平均泄漏率自動計算。

以紅沿河核電站為例，16N監測通道計算系數E的設置界面如圖2所示。

圖2 平均值監測參數設置界面Fig.2 The setting interface for average monitoring parameters

表1給出了紅沿河核電站某機組3臺蒸汽發生器的16N監測計算系數，這些計算系數值由法國某公司計算提供。

3.2 量化計算應用

計算系數已知的前提下，16N監測通道將根據機組所處的功率平臺和監測到的16N計數率值（見圖3）；自動計算蒸汽發生器傳熱管的平均泄漏率（見圖4）。

圖3 16N監測計數率記錄曲線Fig.3 Count rate record curve of16N monitoring

圖4 平均泄漏率歷史記錄曲線Fig.4 History record curve of average leak rate

4 結束語

核電廠蒸汽發生器泄漏率16N監測是一項成熟的技術，本文詳細介紹了法國新型16N監測設備的組成和技術特點，以應用實例描述了16N探測器可用性的放射源檢查試驗，為AP1000和EPR核電廠16N設備調試及定期試驗提供了有價值的參考。對關鍵的泄漏率量化計算方法進行了分析研究，結合國內外已有研究成果，推導出了蒸汽發生器泄漏率16N監測的量化計算公式，有助于設備使用人員理解16N監測量化計算方法。文中介紹的紅沿河核電站某機組16N監測計算系數對研究16N監測技術有重要參考價值。

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Nuclear Power Plant Main Steam16N Monitoring Used for Steam Generator Leak Rate Measurement

ZHENG Jun-wei1，XUE Feng2，WANG Jiao-ya3，ZHAO Yan-peng2，XIE Wen-ming2
(1.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518124，China；2.Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co.，Ltd.，Dalian of Liaoning Prov. 116000，China；3.China Nuclear Power Design Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518000，China)

The paper introduces the components and technical characteristics of the new type of16N monitor made in France which is widely used in CPR1000, AP1000 and EPR nuclear power plants, and describes the16N detector’savailability radioactive test by an example. The quantifying calculation method of16N monitoring is analyzed and studied according to domestic and foreign research results, and the quantified formula is deduced. The quantifying calculation coefficient and application example of steam generatorleak rate determination by monitoring16N radioactivity of one unit in Hongyanhe nuclear power plant are introduced.

nuclear power plant; steam generator; leak rate; quantifying calculation;

TL32Article character：A

：1674-1617(2014)04-0306-05

TL32

：A

：1674-1617(2014)04-0306-05

2014-08-06

鄭軍偉（1984—），男，山東日照人，工程師，學士，從事核電廠輻射監測工作。