第三代壓水堆核電站廠房輻射監測系統比較

陳五星 張多飛 吳榮俊 賈靖軒 鄒 濤 李文博

(武漢第二船舶設計研究所， 武漢， 430064)

根據我國能源戰略規劃，核電作為清潔、安全、高效的能源在能源構成中占據了非常重要的地位。核電站在運行過程中不可避免的會產生電離輻射，準確監測核電站輻射水平是確保核電站反應堆運行安全，保障核電站廠區輻射安全的重要前提。我國現階段在運、在建商業核電站除秦山三期和石島灣核電站分別采用重水堆和高溫氣冷堆堆型外，其余商用核電堆型都是壓水堆。2018年6月我國引進的第三代核電技術：改進型核電(EPR，臺山核電1號機組)和非能動型核電(AP1000，三門核電1號機組)已實現首次并網發電。本文比較分析新型壓水堆電站廠房輻射監測系統的設計特點，對核電站輻射監測系統設計以及對在運核電站輻射監測系統改造提供參考。

1 核電站輻射監測系統

壓水堆核電站廠房輻射監測系統(KRT系統)主要由工藝輻射監測通道、區域γ輻射劑量率監測通道、排出流輻射監測通道和事故后監測通道等4部分組成。4部分實現的功能分別是：

核電站KRT系統中典型的監測通道通常包括輻射探測裝置、就地處理和顯示裝置(LPDU)、接線盒以及供電箱，對于取樣監測通道還包括取樣回路及相應的電氣控制箱。探測裝置將探測到的信號傳輸到LPDU進行數據處理后得到數字量或模擬量信息，LPDU再將數字量或模擬量送往上層結構進行分析和相應操作。

不同堆型核電站因設計理念、依據標準不盡相同，故不同堆型的輻射監測系統從系統結構、監測對象、探測方法到設備選型、信號傳輸等方面都有不同。本文以我國目前采用的3種典型堆型為例，比較第三代壓水堆核電站不同堆型的廠房輻射監測系統特點。

2 不同堆型輻射監測系統比較

2.1 CPR1000堆型輻射監測系統

CPR1000堆型是中廣核集團引進后通過改進創新設計的“二代加”百萬千瓦級壓水堆核電技術。CPR1000核電廠輻射監測系統采用“分散布置、就地處理、數據集中管理”的結構，解決了二代核電站輻射監測系統無法就地顯示和報警、通訊易受干擾、數據采集存儲不便等缺陷。本文以防城港核電一期1、2號機組為例，介紹CPR1000堆型廠房輻射監測系統。

防城港核電一期1、2號機組各自有45路監測通道，兩機組公用監測通道14路，共計104路監測通道。每臺機組各自有一套輻射監測系統信息機柜，用于集中獲取下層監測通道測量和報警信息。

防城港核電一期1、2號機組KRT系統結構如圖1所示[1]。系統分為上下兩層結構，上層結構包括KRT服務器、工作站、交換機和查詢機，兩臺機組各自擁有一臺服務器，且兩臺服務器互為冗余，當一臺服務器出現故障，另一臺服務器可以同時采集兩個機組輻射監測信息，這種設計大大提高了系統可靠性。下層結構為各路監測通道。上層結構和下層結構通過RS-485總線相互通訊，實現數據傳輸和指令參數設置等相關操作。安全級通道通過硬接線方式可以將信號直接發送給電站控制系統(DCS)。

2.2 CEPR堆型輻射監測系統

臺山核電一期建造的中國先進壓水堆(CEPR)通過增加安全系統冗余度提升其安全性。2臺機組共有監測通道223個，取樣通道82個。

臺山核電CEPR堆型輻射監測系統與CPR1000堆型相比差異較大，其結構示意圖如圖2所示[2]。與CPR1000堆型KRT系統相比，CEPR堆型取消了KRT服務器和工作站，所有通道輸出信號都通過硬接線方式直接與電站DCS系統連接，每個監測通道的數據信息和設備狀態信息通過接線箱直接送給電廠DCS。這種結構的設計避免了由于KRT服務器與電站DCS通訊中斷造成主控室大面積KRT報警的現象，提高了KRT系統運行可靠性。但是這種連接方式的缺點是操作人員無法方便查詢和監視KRT數據和設備狀態信息(只能在主控室查詢操作)。因此臺山核電站對KRT系統結構進行了改造：將終端總線上采集的所有DCS數據，通過數據鏡像的方式將數據導入實時信息監控系統(KNS)，再通過KNS應用軟件對數據進行分組實現了將工業網絡數據導入管理網絡。工作人員可以通過管理網絡查詢KRT實時數據和設備狀態信息，而且可通過KNS應用軟件快速查詢到任意時間段KRT 數據變化趨勢及KRT 報警事件的數量。這種設計很好的解決了輻射監測數據查詢不便的缺點，既提高了系統運行的可靠性也實現了操作的便捷性。

圖1 防城港核電一期CPR1000堆型KRT系統結構示意圖[1]

圖2 臺山核電CEPR堆型KRT系統結構示意圖[2]

2.3 AP1000堆型輻射監測系統

AP1000堆型采用“非能動型壓水堆核電技術”大幅減少了安全系統的設備和部件，因此與其它堆型相比其輻射監測系統也簡化很多[3]。以三門核電為例，AP1000堆型廠房輻射監測系統每臺機組有41套輻射監測儀表，包括6套安全相關儀表和35套非安全相關儀表。安全級通道主要用于連續監測主控室進風管道和安全殼內放射性水平，當放射性水平超閾值后，相應通道會發出報警信號并通過安全聯鎖功能觸發相關安全措施，確保核電廠安全。

AP1000堆型輻射監測系統結構與CPR1000類似，分為上下兩層。下層兩種監測通道與上層結構的連接方式如圖3所示[4]。兩堆型主要區別在于AP1000輻射監測系統中負責連續監測主控室MCR進風管道放射性和連續監測安全殼殼內的高量程放射性水平的安全級通道有兩路輸出：一路通過硬接線方式與保護與安全控制系統(PMS)進行通訊，PMS系統根據輸入信號判斷是否觸發相應動作；一路通過網絡與輻射監測計算機通訊柜(CRPS)連接，但是CRPS不能控制就地的安全級設備，即安全級設備向CRPS數據傳輸是單向的，這種設計避免了安全級探測設備來自上層設備的干擾，實現了安全相關和非安全相關的通訊隔離提高可系統的安全性。35路非安全級通道的探測裝置被分配在6段通訊網絡，共12根現場RS-485總線上，每段現場總線通信網絡都是雙網結構，形成了多總線拓撲結構，實現與CRPS的通訊。這種網絡拓撲結構的設計確保了監測儀接口故障或一路通信總線中斷導致的故障，大大提高了系統的穩定性和可靠性。CRPS相當于中樞神經，對下層監測數據、報警信號和設備狀態進行集中監視和管理。同時CRPS通過光纖以太網與電站控制系統進行通信，將下層的監測數據、報警信號和設備狀態信息發送給電廠控制系統，也可以傳遞電站控制系統發出的控制信號和工藝信息給下層的非安全級通道。

2.4 3種堆型輻射監測系統的比較

2.4.1監測通道數量

3種堆型KRT系統監測通道數量如表1所列。從監測通道數量也可以體現出各核電站KRT系統的特點：CPR1000基本沿用了第二代壓水堆KRT系統的監測通道數量；CEPR遵循增加安全系統冗余度的設計理念，通過增加劑量率、氣載放射性監測和事故后監測通道的數量，在第二代的基礎上對部分監測通道做了冗余設計，監測通道最多；AP1000基于非能動安全系統的設計特點，簡化了KRT系統，減少了監測設施，監測通道數量最少。

各堆型監測通道具體監測方式、監測對象及實現功能在文獻[1,2,5]中有詳細描述。

圖3 三門核電AP1000堆型KRT系統結構示意圖[4]

2.4.2輻射監測系統結構

CPR1000堆型輻射監測系統結構相對復雜，通過“分散布置、就地處理、數據集中管理”的結構設計，方便工作人員隨時監測數據并可以對所有通道實現指令和參數設置。

AP1000堆型輻射監測系統結構與CPR1000堆型結構類似，但通信方式和通道設置有所不同，AP1000采用網絡拓撲結構大大提高了系統穩定性，通過隔離安全相關和非安全相關通訊方式增強了系統安全性，同時AP1000堆型輻射監測系統從通訊網絡、供電、輻射監測測點等多方面進行冗余設計，提高了系統的可靠性。

CEPR堆型輻射監測系統結構相對簡單，這種設計提高了系統運行的穩定性和可靠性，降低了誤報警率，并且通過添加信息監控系統對整個輻射監測系統進行了改造，方便監測數據的查詢和管理。但CEPR堆型輻射監測系統監測通道數目較多，建造成本較高。

2.4.3設計標準

不同堆型核電站輻射監測系統依據的標準體系、監測通道的安全分級以及對設備進行的鑒定試驗項目也有不同[6]。表2、表3、表4對比了不同堆型廠房輻射監測系統的標準體系、安全分級和鑒定試驗項目。

表1 3種堆型監測通道數量比較

表2 不同堆型核電站廠房輻射監測系統的標準體系對比[6]

表3 不同堆型核電站廠房輻射監測系統的安全分級對比[6]

表4 不同堆型核電站廠房輻射監測系統的鑒定試驗項目對比[6]

3 輻射監測系統發展趨勢

核電站輻射監測系統已經經歷了幾十年的發展和經驗積累，輻射監測技術也從簡單的模擬率表形式發展到今天的數字化網絡系統。系統結構在逐漸簡化，系統穩定性、可靠性、準確性在逐步提高。并且輻射監測系統數字化的實現大大的提高了工作人員的操作效率和準確率，保證了系統的安全性。然而隨著人們核安全意識的逐步提升，對輻射監測數據準確性、響應速度、探測靈敏度提出了更高的要求。以下從3個方面分析壓水堆核電廠輻射監測技術的發展趨勢。

(1) 離線取樣監測通道。該類監測通道是將測量對象取樣到特定容器中利用探測器測量其放射性，優點是測量精度較高，靈敏度高，但存在無法克服的缺點：取樣系統的設計使得系統復雜度增大，取樣過程需要較多時間，這大大的減慢了響應速度。嵌入在線式監測通道不存在取樣過程，它是直接將探測器嵌入相應管道進行在線實時測量，因此在保證測量精度的同時有較快的響應時間，但探測裝置長期嵌入被測介質當中不可避免會受到一定腐蝕和污染，因此這種探測方式要求探測器耐腐蝕并且表面疏水。綜合比較，為兼顧測量準確性和響應速度，未來的監測設計，嵌入式監測方式將會發揮更大的優勢。

(2) 氣態流出物監測。氣態流出物的準確監測一直是核電站輻射監測的難點，雖然國內國外對于氣態排出流的監測制定了全面、系統和嚴格的要求，但是由于氣體取樣過程中不可避免的會產生放射性沉積、取樣不均、放射性物質在管路中損失等現象，會直接影響測量的準確性，因此在未來的輻射監測系統設計中要對氣態放射性流出流的取樣方式、監測方式都要做更優化的設計。

(3) 不同核電站應當結合自身特點在輻射監測系統設計過程中考慮每路監測通道的必要性和合理性，對輻射監測系統每個測點進行合理布置，在關鍵位置應當進行測點冗余設置以確保系統可靠性，同時盡量減少不必要的測量通道，一可以降低系統復雜度提高可靠性，二可以節約成本降低造價。例如AP1000在設計中將安全殼內事故監測通道由二代加的2個增加到4個，提高了可靠性；取消了安全殼空氣的氣溶膠、碘活度監測通道，取而代之的是安全殼13N/18F活度監測通道，提高了系統的靈敏度。輻射監測系統在設計過程中也要充分考慮每個設備的可維修性、使用壽命及可替代性，這樣的設計既提高了整個系統的工作效率，也可以有效地降低建造成本。

4 總結

壓水堆核電站輻射監測系統經過幾代發展技術已經比較成熟，不同堆型核電站結合自身特點設計出了不同的廠房輻射監測系統，本文以第三代壓水堆幾個代表核電站為例，比較分析了各堆型輻射監測系統的結構和特點，簡要分析了輻射監測技術發展方向，為核電站廠房輻射監測系統設計或改造提供參考。