海上浮動堆小型化集成化輻射監測系統

吳榮俊，賈靖軒，朱國華，許靜靜，程 翀，王益元

(武漢第二船舶設計研究所，湖北 武漢 430205)

0 引 言

目前我國正在大力發展海上浮動堆技術，該技術是海洋工程與核能工程相結合的應用，以海上平臺搭載小型核電站的形式，可對外持續提供電力能源保障，有效解決海洋資源開發、島礁建設等所需的能源需求。與陸上核電站相同，海上浮動堆在運行過程中會產生大量放射性物質，為此需設置多道屏障對其進行防護。為實時監測屏障的完整性和有效性以及保證人員的安全，設置了輻射監測系統。通過對浮動堆某些工藝過程和設備、工作區域、排出流的輻射監測，從輻射水平高低來判斷設備是否有效和正常運行，區域輻射環境是否安全，防止任何超劑量事故的發生[1]。

目前我國的海上浮動堆項目正處于研發階段，還未形成相關的標準體系，其輻射監測系統主要在參考現有核電標準（HAD102，GB18871，EJ/T1180 等）和核動力艦船相關標準（GJB843.5，GJB843.6 等）的基礎上，結合浮動堆的特殊要求和設計特點進行設計。海上浮動堆相較于陸上核電站，因其工藝系統布置結構緊湊、內部空間狹小、海洋環境條件惡劣等特點，對輻射監測系統的小型化、集成化、環境適應性等提出了更高的要求。

1 系統功能及組成設計

本研究針對分散式小功率壓水堆輻射監測系統進行設計。輻射監測系統用于海上浮動堆正常運行、換料、維修和事故工況期間的輻射監測，為控制相關系統及各區域的輻射水平提供依據，為人員輻射安全、核動力裝置運行安全、周邊環境輻射安全提供一定保障。

海上浮動堆共搭載2 座反應堆，分別布置在船中位置的2 個安全殼內，2 個安全殼則布置在堆艙內，安全殼與堆艙、堆艙與相鄰艙室之間均設計一定壓差，如此形成多道安全屏障。每個反應堆的一回路包括2 個環路，分別配置2 臺蒸汽發生器，一回路相關的主管道、主泵、穩壓器、離子交換器等均布置在安全殼內，在堆艙內2 個安全殼后方設計有乏燃料貯存池，通過堆艙頂部的換料機構，可實現反應堆海上換料。

為達到系統功能集成的目的，在海上浮動堆設計中，與陸上核電站相比，將控制區出入輻射監測和個人劑量監測管理納入輻射監測系統中，將放射性廢物處理過程輻射監測納入工藝輻射監測中，即將海上浮動堆中所有輻射監測功能均集成在輻射監測系統中。該輻射監測系統包括：工藝輻射監測系統、區域輻射監測系統、流出物輻射監測系統、控制區出入輻射監測系統和個人劑量監測管理系統等。此外，還需配置放射性分析實驗室和便攜式儀表，作為固定式在線監測儀表的補充，本文主要探討固定式輻射監測系統的設計。

海上浮動堆的輻射監測系統能夠快速、靈敏、可靠地反映整個浮動堆輻射情況的變化，預示早期的輻射事故狀態，監測事故后的輻射水平，提供采取輻射防護措施的依據。通過對各種能直接評價輻射安全性能的輻射量的實時監測，當超過預定限值時給出報警信號，對報警原因進行分析和判斷，并存儲監測到的有關數據，為事故處理、追查事故原因、評價事故影響提供依據。

1.1 工藝輻射監測系統

該系統用于連續監測核動力裝置各放射性屏障下游側介質的輻射水平及其變化情況，顯示并儲存監測結果，當測量結果超過預定限值時能發出報警信號，并將報警信號送到相關系統，為評價核動力裝置的安全運行狀態提供一定依據。該系統下設5 個監測子系統，分別包括：燃料元件破損監測系統、蒸汽發生器泄漏監測系統、設備冷卻水污染監測系統、余熱排出冷卻器泄漏監測系統、放射性廢物處理工藝監測系統。

燃料元件破損監測采用離線連續取樣監測方式，通過取樣管路系統使一回路冷卻劑連續通過輻射監測設備，連續監測一回路冷卻劑中的總γ 劑量率以及典型裂變核素放射性濃度，因典型裂變核素只有在燃料元件包殼破損情況下才可能進入一回路冷卻劑，采用該監測手段可準確并及時判斷燃料元件包殼是否破損。

蒸汽發生器泄漏監測采用多種監測方式，包括：主蒸汽管道外16N 在線監測、蒸汽發生器排污水離線連續取樣監測、主抽氣器排氣管道嵌入式監測。主蒸汽管道16N 監測采用16N 監測設備在主蒸汽管道外進行直接測量，可給出蒸汽發生發生器的泄漏率；蒸汽發生器排污水監測采用取樣管路系統使排污水通過輻射監測設備，連續監測蒸汽發生器排污水的總γ 濃度，以判斷蒸汽發生器傳熱管泄漏情況；主抽氣器排氣監測采用將監測設備嵌入排氣管道內的測量方式，連續監測主抽氣器排放氣體的放射性濃度，為判斷蒸汽發生器泄漏提供依據。

設備冷卻水污染監測采用離線連續取樣監測方式，通過取樣管路系統連續取設備冷卻水并測量其總γ 濃度，以判斷設備冷卻水是否受到放射性污染。

余熱排出冷卻器泄漏監測采用離線連續取樣監測方式，通過取樣管路系統連續取余熱排出冷卻器二次側海水并測量其總γ 濃度，以判斷余熱排出冷卻器是否泄漏。

放射性廢物處理工藝監測包括放射性廢氣、廢液處理過程監測和放射性固體廢物轉運監測。放射性廢氣采用離線取樣監測方式，根據需求通過取樣管路取廢氣測量其活度濃度；放射性廢液處理過程監測采用離線連續取樣監測方式，通過取樣管路連續取放射性廢液并測量其總γ 濃度，為放射性廢液處理系統運行提供依據；放射性固體廢物轉運監測通過在轉運桶周圍設置γ 劑量率監測設備，監測轉運桶表面劑量率是否滿足轉運條件。

1.2 區域輻射監測系統

該系統用于連續監測浮動堆艙室各區域中子、γ 輻射強度及空氣中惰性氣體、氣溶膠和碘的濃度及其變化情況，顯示并存儲監測結果，當測量結果超過預定限值時能發出報警信號，并將報警信號送到相關系統，為評價艙室輻射安全、是否需要采取防護措施提供依據。在核動力裝置事故情況下，對安全殼內的高強度γ 輻射進行連續監測，動態存儲監測數據，向運行人員提供安全殼內輻射水平發展情況的信息，為采取防護措施、事故處理、評價事故的影響提供支撐。

中子輻射場監測采用生物等效中子監測設備對艙室中子劑量率進行監測，測點主要布置在安全殼周圍艙室的壁面，布置時可考慮安全殼內各類水箱的位置，當水箱水位降低時，相應部位的中子劑量率將升高，該監測還可兼顧水箱失水監測。

γ 輻射場監測包括：一般工作區域γ 劑量率監測、主控室γ 劑量率監測、安全殼事故后γ 劑量率監測、換料中反應堆附近γ 劑量率監測、甲板環境γ 劑量率監測、停堆后安全殼內γ 劑量率監測。通過采用不同性能的γ 劑量率監測設備實現上述監測功能。

空氣放射性監測包括：安全殼空氣放射性監測、主控室空氣放射性監測、控制區空氣放射性監測。采用集成式氣載放射性監測設備，監測設備上集成了氣溶膠、碘、惰性氣體測量功能。安全殼空氣放射性監測通過取樣管路從安全殼內空調系統取樣測量，該監測還可反映一回路壓力邊界的泄漏情況；主控室空氣放射性監測設備布置在主控室進風區域，監測結果用于評估主控室的可拘留性，當超過預定限值時發出報警并與通風系統聯動，切換到應急通風；控制區空氣放射性監測通過取樣管路從控制區的不同部位取樣測量，為人員輻射安全提供保障。

1.3 流出物輻射監測系統

該系統用于平臺流出物排放過程中連續監測氣態流出物和液態流出物的放射性濃度，當測量結果超過預定限值時能發出報警信號，并將信號送到放射性廢物處理系統，為控制排放到環境中的氣態和液態流出物總活度提供依據。

氣態流出物監測包括：普通量程氣溶膠、碘、惰性氣體監測以及事故后高量程惰性氣體監測。普通量程監測采用集成式氣載放射性監測設備，通過等速取樣頭及取樣管路系統對煙囪中的空氣進行取樣測量，在事故情況下切換到高量程惰性氣體監測設備，對事故后的空氣放射性進行監測。另外，還包括3H、14C 的取樣監測，取樣裝置并聯在普通量程氣載放射性監測管路中。

液態流出物監測采用離線連續取樣監測方式，在液態流出物排放過程中，通過取樣管路系統連續取排放液體并測量其總γ 濃度，當超過預定限值時發出報警信號并觸發連鎖動作停止排放。

1.4 控制區出入輻射監測系統

該系統用于人員及攜帶物品出入控制區、登船離船時的放射性污染及異常監測，當超過預定限值時發出報警信號，并與門禁系統等實現連鎖，防止放射性污染的擴散，防止放射性物品被意外帶出，為人員輻射安全提供保障。同時，本系統還配置了便攜式輻射監測儀表，作為固定式監測手段的補充，可對艙室中未布置固定式測點的區域進行測量，檢查固定式測點的測量準確性，對艙室關注區域的空氣進行采樣等。

出入控制區監測在洗消室控制區出口處設置門式全身γ 污染監測儀（C1 門）、全身表面沾污監測儀（C2 門），用于對人體表面污染的測量，設置小物品監測儀用于對攜帶物品的測量。

登船離船監測在登船離船的路徑上設置通道式行人γ 放射性監測設備，監測放射性異常情況。

便攜式儀表主要包括：各型便攜式中子、γ 劑量率儀、便攜式空氣取樣器等。

1.5 個人劑量監測管理系統

本系統用于監測和評估平臺放射性工作人員的個人受照劑量，為控制個人劑量提供主要依據，防止超劑量事故的發生。

個人劑量監測管理系統包括：熱釋光劑量計系統和電子式個人劑量監測設備。熱釋光劑量計系統屬于監督性監測，針對監督區及控制區工作人員全員配置，定期收集監測數據；電子式個人劑量監測設備僅在進入控制區時佩戴，可記錄每次進入控制區作業時的人員受照劑量，在作業過程中當周圍劑量突然升高時可發出報警，提醒人員撤離。

2 系統網絡結構設計

根據海上浮動堆輻射監測系統功能、組成、測點分布、系統運行維護等要求，結合目前核電站輻射監測系統的設計，采用基于RS485CAN 總線的數字化輻射監測系統設計，主體結構由下層結構和上層結構組成[2]。

下層結構包括布置在現場的各類探測裝置、就地信號處理顯示裝置、接線箱等，如圖1 所示。針對安全級監測通道及部分需要就地顯示和報警的非安全級監測通道，探測裝置將探測到的電流、脈沖等信號傳輸到就地信號處理顯示裝置進行數字化處理，并進行就地顯示、報警及存儲數據，同時采用RS485 總線通過接線箱將輻射量信號傳輸到上層的服務器，重要信號還可采用模擬量（輻射量信號）、開關量（報警信號）的形式通過接線箱傳輸到其他系統（如DCS 系統）。

圖1 海上浮動堆輻射監測系統網絡結構圖Fig.1 Network structure of radiation monitoring system for floating reactor

考慮到海上浮動堆艙內空間狹小，設備布置空間有限，其他非安全級監測通道采用集中信號采集處理顯示的方案，選用多道輻射信號處理設備（每臺設備可處理5 路以上監測通道的輻射信號），將信號處理設備布置在專門的信號處理機柜中，每臺信號處理機柜可處理幾十道輻射監測信號。信號處理機柜直接接收來自現場的探測裝置的電流、脈沖信號，經數字化處理后通過RS485 總線（專門傳輸數據量較大的能譜數據）或CAN 總線（傳輸數據量較小的測量值數據）傳輸到服務器。必要時，信號處理機柜還可通過模擬量、開關量的形式將信號傳輸到其他系統。

上層結構主要包括了服務器以及信號處理機柜，信號處理機柜集中處理、顯示和傳輸大部分非安全級監測通道的信號，服務器接收來自所有監測通道的輻射量信號，并進行集中顯示、報警、存儲等，服務器通過以太網將輻射監測數據傳輸到工作站供運行人員查詢、打印等，同時也通過以太網與電廠其他系統實現通訊。為確保數據傳輸可靠性，服務器內配置雙冗余RS485CAN 總線、加固冗余容錯計算機系統、信息管理軟件、總線接口設備、網絡接口設備等，一般針對雙堆機組，配置2 臺完全冗余的服務器。

另外，控制區出入輻射監測系統的全身γ 污染監測設備（C1 門）、全身表面沾染監測設備（C2 門）以及通道式行人放射性監測設備本身具備就地顯示測量值并發出報警信號的功能，其報警信號還可通過以太網傳輸到門禁系統，當報警時觸發連鎖動作，禁止通過。以上信號還可通過以太網傳輸到輻射監測系統的服務器進行統一存儲管理。

3 設備選型

依據海上浮動堆輻射監測系統功能及組成，充分考慮設備的小型化、集成化需求，結合陸上核電站輻射監測系統設備選型經驗，對海上浮動堆輻射監測系統設備進行選型，具體見表1。

表1 海上浮動堆輻射監測系統設備選型Tab.1 Selection of equipment for radiation monitoring systems for floating reactors

續表1

4 結 語

本文針對海上浮動堆的特點，進行了系統功能及組成設計、網絡結構設計以及設備選型，該系統與目前陸上主流核電廠輻射監測系統相比，實現了小型化、集成化設計。

1）在安全級監測通道及重要的非安全級監測通道設計中，借鑒陸上核電系統設計經驗，采用就地信號處理顯示報警方案，并將重要信號通過硬接線送到相關系統，確保系統的核安全性能。

2）在非安全級監測通道設計中，較大限度的采用集中信號處理方案，實現了集成化設計，在大幅降低設備體積的基礎上，還可有效降低運行人員巡檢維護工作量，進而減少運行人員數量。

3）與陸上核電站相比，將控制區出入輻射監測及個人劑量監測管理功能整和進輻射監測系統，實現了系統集成設計。

4）與國內主流核電CPR1000 機組輻射監測系統相比[3]，減少就地信號處理顯示設備及相應的接線箱約60%（單堆由40 多套降低到16 套），在不降低系統安全性的前提下，簡化了系統配置，降低了運行維護工作量，達到了系統小型化、集成化的要求。

本文提出的小型化集成化的輻射監測系統方案，除應用于海上浮動堆外，還可應用于多種移動式核動力裝置或陸上小型核動力裝置。