WWER-1000堆型安全壳通风放射性监测

谢江山，杨浩然

（江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042）

WWER-1000堆型安全壳通风放射性监测

谢江山，杨浩然

（江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042）

介绍了田湾核电站WWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测的通道设置及相应的功能。通过蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警的实例，表明WWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测具有及时警报、准确定位报警区域、方便确认报警的真实性、便于维护监测通道的特点。

自动辐射监测系统；安全壳；放射性监测

1 概述

田湾核电站采用俄罗斯设计的WWER-1000型反应堆，其自动辐射监测系统（ARMS）采用数字化仪控系统进行数据采集及实时监测。自动辐射监测系统按功能分工艺辐射监测、辐射状态监测、辐射污染监测、个人辐射剂量监测和辐射生态环境监测5个子系统[1]。工艺辐射监测子系统能够实现在反应堆运行期间对燃料包壳状态的监测和诊断、乏燃料水池中燃料包壳状态的监测、一回路设备（蒸汽发生器和热交换器传热面、一回路设备和管道的外表面）密封性的监测和诊断、安全壳密封性的监测等功能。

通过安全壳通风系统放射性监测，便于评估保护屏障的泄漏，探测放射性核素的泄漏源，估算相关设备系统泄漏的大小，预测变化趋势。对机组正常运行以及事故后安全壳的密封性情况提供参考依据，保证运行操纵人员的及时正确响应，对及时处理缺陷，并尽可能地减少事故起到了重要的指导作用。

图1 KLD10系统放射性监测流程图Fig.1 Radioactive monitoring flowchart of KLD10 system

2 WWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测

田湾核电站WWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测主要包括：反应堆厂房内层安全壳空间负压排风系统（KLD10）、安全壳主回路设备冷却通风系统（KLA）、安全壳应急检修强制排风系统（KLD20）和安全壳环形空间负压系统（KLC）放射性监测，后两者属于事故后通风系统的监测。

2.1 反应堆厂房内层安全壳空间负压排风系统（KLD10）放射性监测（见图1）

为了记录一回路冷却剂向安全壳空气内的泄漏和确定一回路设备和管道外表面的密封程度，在KLD10系统（反应堆厂房安全壳空间负压排风系统）的安全壳排风管内安装了探测器ABPM201和IM201，用以监测气溶胶和碘的放射性活度（KLD10CR001、002），还有一个探测器NGM204在风管的过滤设备之后监测惰性气体的体积活度（KLD10CR003）。除了积分辐射参数的测量之外，还对过滤设备之后的气体放射性核素的组成进行定期远程谱分析（KLD10CR201）。在过滤设备前后进行滤纸取样分析（KLD10CR501、502、503、504）。

图2 KLA系统放射性监测流程图Fig.2 Radioactive monitoring flowchart of KLA system

2.2 安全壳主回路设备冷却通风系统（KLA）放射性监测（见图2）

为了探测设备的泄漏并确定它们的泄漏程度，反应堆堆坑循环冷却系统KLA10、蒸汽发生器间循环冷却系统KLA20、控制棒驱动机构循环冷却系统KLA30、主泵电机间循环冷却系统KLA50的风管上都设有监测放射性惰性气体体积活度的探测器NGM204,监测通道分别为：KLA10CR001、KLA20CR001/002、KLA30CR001、KLA50CR001。另外还通过在线气体谱仪MARS-010-SGG对风管内气体的放射性核素组成进行定期远程测量（KLA10CR201，KLA20CR201、202，KLA30CR201，KLA50CR201）。

2.3 安全壳应急检修强制排风系统（KLD20）放射性监测（见图3）

从安全壳KLD20系统的排气管上引出取样管线至人员通道UKA20111，通过设置在管线上的两台探测器(ABPM201和IM201) 连续监测排气中气溶胶和碘的体积活度；另外，从通风过滤器后的出口管处引出取样管线至辐射监测测量室UKA20220，通过设置在管线上的一台探测器(NGM204) 连续监测排气中惰性气体的体积活度。

图3 KLD20系统放射性监测流程图Fig.3 Radioactive monitoring flowchart of KLD20 system

2.4 安全壳环形空间负压系统（KLC）的放射性监测（见图4）

为了在冷却剂泄漏事故时确定安全壳泄漏率，在安全壳环形空间负压系统（KLC11， KLC41）的每列上安装了监测气溶胶、碘（在风管上）PIM204（KLC11、41CR001）和惰性气体NGM203（过滤器后的出口风管上）体积活度（KLC11、41CR002）的探测器单元。这些探测器属于应急测量系统（安全相关参数的测量）。气体介质通过由各自应急电源供电的独立气体取样系统送至探测器，监测各自的工艺通道。

图4 KLC11/41系统放射性监测流程图Fig.4 Radioactive monitoring flowchart of KLC11/41 system

3 WWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测通道报警实例及原因分析

机组正常运行的工况下，反应堆厂房内层安全壳空间负压排风系统（KLD10）和安全壳主回路设备冷却通风系统（KLA）处于连续运行状态，其对应的放射性监测通道KLD10CR001/002/003、KLA10/20/30/50CR001、KLA20CR002也处于连续监测状态。如果所监测区域通风放射性水平明显升高，并超过报警阈值，就会在辐射监控室监盘上和主控制室显示报警信号，辐射防护人员需立即按照程序要求进行响应，及时联系主控对报警原因进行确认。以下是田湾核电站1号机组2008年7月蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警情况及原因分析。1KLA20CR002用于监测3号和4号蒸汽发生器间放射性惰性气体体积活度，通过惰性气体体积活度值反映该区域内设备是否存在泄漏。

3.1 1KLA20CR002报警情况描述

2008年7月10日08：25至7月14日09：07惰性气体监测通道1KLA20CR002多次闪发一级报警，最高报警值7.43E+07 Bq/m3（一级报警阈值为6.00E+06 Bq/m3）,闪发报警持续最长时间7 min（见图5）。

3.2 报警真实性验证

报警发生后，相关部门采取一系列措施验证报警真实性。

3.2.1 使用在线气体谱仪MARS-010-SGG进行验证

1KLA20CR002发生报警后，辐射监控室值班人员立即使用在线谱仪（MARS-010-SGG）1KLA20CR202进行验证，测量结果见表1。

通过表1和图5，可基本判断报警为真实报警。

3.2.2 要求仪表维护部门对该仪表重新进行校验

2008年6月27日，仪表维护部门对1KLA20CR002进行校验，校验结果满足要求；2008年7月10日1KLA20CR002发生报警后，仪表维护部门再次对该仪表进行校验，校验结果满足要求。

通过两次校验结果，说明该仪表工作状态正常，测量值可信，即报警为真实报警。

3.2.3 查看相关通道验证

为验证报警真实性，辐射防护人员查看反应堆厂房相关惰性气体监测通道数值（见图6至图8）：1KLA10CR001、1KLA20CR001、1KLD10CR003，从图6至图8可以看出，1KLA20CR002报警期间相关通道数值正常，说明了1KLA20CR002超阈值报警仅限于3号和4号蒸汽发生器间相关区域，且泄漏量小，泄漏时间短，不足以引起相关通道数值发生变化。

图5 1KLA20CR002报警曲线Fig.5 Warning curve of 1KLA20CR002

3.3 报警原因分析

表1 报警记录Table.1 warning records

1KLA20CR002用于监测1KLA20AN031/041压缩机出口气体中惰性气体的体积活度，主要涉及的区域为3号和4号蒸汽发生器间相关区域，即该通道闪发超阈值报警可能为以上区域内的某个或多个设备微量泄漏导致，且这种泄漏是非持续性泄漏；由于反应堆厂房内仅该通道发生超阈值报警，其他相关通道未发生报警，说明这种泄漏仅限于某个局部区域；报警发生后，运行人员对报警期间进行的相关设备操作进行确认，首先筛选出反应堆厂房中可能溢出放射性介质的系统，再查询相关系统设备在1KLA20CR002闪发报警前5 min到报警后1 min时间区间内的动作情况，以便分析在1KLA20CR002触发报警期间有无相同的运行操作。通过查询及分析未发现导致放射性报警的运行操作。

2008年7月23日相关人员进入反应堆厂房相关区域查漏（3、4号蒸汽发生器间因功率运行期间场所剂量率过高(估算＞300 mSv/h)，未进入检查），未发现与1KLA20CR002报警相关的设备泄漏。

综上分析，1KLA20CR002闪发一级超阈值报警属于真实报警，即监测区域放射性水平超过报警阈值，原因是监测区域局部设备存在少量非持续泄漏。

图6 报警期间监测通道1KLA10CR001曲线图Fig.6 Curve of 1KLA10CR001 during 1KLA20CR002 warning

图7 报警期间监测通道1KLA20CR001曲线图Fig.7 Curve of 1KLA20CR001 during 1KLA20CR002 warning

图8 报警期间监测通道1KLD10CR003曲线图Fig.8 Curve of 1KLD10CR001 during 1KLA20CR002 warning

3.4 后续行动

由于1KLA20CR002报警时间区间内，反应堆厂房内没有发现导致放射性报警的运行操作，且由于涉及的大部分区域属于高辐射风险区域，不允许进入查找漏点，故泄漏源未能找到。相关部门将继续关注1KLA20CR002数值变化，如后续出现较大或持续报警情况，则进一步讨论后续行动。

4 结论

从以上蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警实例可以看出，WWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测通道能及时向用户告知报警情况，通过监测通道的功能划分能快速定位报警区域，参考反应堆厂房相关监测通道的实时监测数值并配合在线气体谱仪的分析数据能准确判断报警的真实性，而且安全壳通风系统放射性监测都是通过取样管线送出反应堆厂房外进行监测，便于对监测仪表的维护和校验。

[1] Saint Petersburg Research and Design Institute, System Design File on ARMS ,2003.

Containment ventilation radioactivity monitoring of WWER—1000 reactors

XIE Jiang-shan，YANG Hao-ran
(Jiangsu Nuclear Power Corporation，Lianyungang of Jiangsu Prov. 222042，China)

This article introduces the setting and function of containment ventilation system radioactivity monitoring channels of WWER-1000 reactors in TNPS. And it focuses on analyzing the warning of 1KLA20CR002 monitoring channel of steam generator recirculation cooling system, which proved that the containment ventilation radioactivity monitoring of WWER-1000 reactors have the characters of warning on time, locating the warning areas accurately, easily affirming the trueness of warning and maintaining the monitoring channels conveniently.

automated radiation monitoring system; containment; radioactivity monitoring

TL36

A

1674-1617(2009)02-0148-08

2009-01-07

谢江山（1980—），男，福建长泰人，助理工程师，硕士学位，主要从事辐射监测工作。