核電站輻射監測系統報警閾值設置方法

賈靖軒，袁育龍，孫國慶，王益元，熊啟發

(1.武漢第二船舶設計研究所，湖北 武漢 430064;2.中廣核工程有限公司，廣東 深圳 518045)

0 引言

核能是目前公認的惟一可大規模替代常規能源的既清潔又經濟的現代能源，在人類生產和生活中應用的主要形式是核電。相比于其他能源設施，核電站最大的缺點就是會產生大量的放射性物質，這些物質如果不加以控制會對人體和環境造成極大危害，為此核電站設置了多道屏障對其進行防護。但任何一道屏障都不能保證永久完整和有效，為監測這些屏障的完整性和有效性并保證人員安全，核電站設置了輻射監測系統，通過對核電站某些工藝過程和設備、工作區域、排出流的監測，從輻射水平的高低來判斷設備是否正常運行，防止任何超劑量事故的發生［1］。

一般情況下，核電站輻射監測系統包括幾十個不同的監測通道，分別監測核電站工藝系統、工作區域、排出流的放射性水平。每個通道都設置有兩級報警，即一級報警(又稱調查報警)和二級報警(又稱干預報警)。在核電站發生異常情況時，這兩級報警閾值的設置可使輻射監測系統準確及時的發出報警信號，以便工作人員采取措施，確保電站和人員(包括公眾)的安全。因此，報警閾值作為輻射監測系統是否發出報警信號的重要指標，是輻射監測系統的核心運行參數，其設置的合理與否將直接影響到輻射監測系統的穩定有效運行，并且間接影響到電站的安全穩定運行［2］。簡單地說，如果閾值設置過高，輻射監測系統可能在發生事故的情況下不能及時報警，從而對電站和工作人員的安全造成極大威脅;如果閾值設置過低，輻射監測系統又可能會出現頻繁誤報警的情況，直接影響電站的運行效率。綜上所述，合理的閾值設置將會有效提高電站的負荷因子，保證電站的安全穩定運行，并確保核電站工作人員及公眾的輻射安全。

關于核電站輻射監測系統報警閾值的設置，國外一些核電發達國家已對其進行過深入的研究，并且早已成功投入到電站的運行中，擁有長時間的運行經驗。由于這其中涉及商業利益，目前只知道部分核電站輻射監測系統的運行閾值，卻無法獲知閾值設置的具體方法。而我國自發展核電以來，主要以引進國外技術并進口國外設備為主，在輻射監測系統報警閾值設置方面則主要由外方廠商直接提供，雖然也有秦山一期等國產化堆型的投入運行，但其閾值的設置也大部分參考國外同類型電站，缺乏相關的專題研究。

輻射監測系統報警閾值的設置首先必須滿足國家相關的核安全法律法規和標準要求，其次需根據監測通道所執行的功能進行具體的研究。本文針對工藝系統監測通道、區域輻射監測通道、排出流監測通道的報警閾值設置方法作相應的探索，以對輻射監測系統報警閾值的設置方法進行初步的定性研究。

1 工藝系統監測通道報警閾值

工藝系統監測是指對核電站的某些工藝過程和設備進行監測，以便從輻射水平的高低來發現設備是否有效、正常運行。

1.1 監測通道特點［1］

工藝系統監測通道主要包括燃料元件包殼總破損監測、蒸汽發生器傳熱管總破損監測、壓力容器及一回路設備與管道組成的壓力邊界泄漏監測和核輔助系統的某些設備的泄漏監測等。監測通道通過監測特定核素的輻射水平來判斷工藝設備的完整性和有效性，一般是通過對液體或氣載放射性物質的監測來實現的，其中需研究放射性核素的遷移變化過程，找出輻射水平與屏蔽完整性之間的定性或定量關系。

1.2 閾值設置

1.2.1 閾值設置原則

工藝系統輻射監測報警閾值設置的原則、依據和方法大致分為以下幾種:

1)依據運行歷史和運行經驗的反饋，同類核動力裝置的運行數據或設計部門與業主之間對某些監測通道報警閾值達成的共識確定報警閾值。

放射性屏障完整性、有效性的輻射監測通道以及某些工藝過程的輻射監測通道的測量結果受眾多因素影響，無法建立計量檢定標準條件，不能實現真正意義上的在線定量測量。因此此類通道的報警閾值只能依據監測數據的積累、分析和運行經驗進行定性測量或半定量分析測量，并以此為依據設置報警閾值。即根據正常運行條件下，不同功率時相關通道的實測值、運行事件記錄，將這些正常運行工況下的測量值視為正常狀態，結合以往非正常運行事件時的實測值，確定超出正常測量值一定范圍為調查報警以及干預報警。

2)依據設計結果和設計值設置報警閾值。

根據反應堆設計范圍內的運行事件、事故及假想事故條件下工藝系統介質中核素組成及比活度，氣載放射性物質比活度設計值等源項數據，并結合反應堆物理、熱工、結構、工藝系統運行參數、廠房及系統設備布置情況等進行放射性水平的設計計算，其結果可作為確定工藝輻射監測通道報警限值的依據。

3)通過理論分析、計算設置報警閾值。

部分通道的報警閾值也可通過理論分析來確定。通過對核素的遷移進行建模，并選取合理的輸入參數對模型進行計算，求出放射性核素在正常情況和非正常情況下的比活度或劑量率大小，以此為報警閾值的設置提供依據。

1.2.2 閾值設置方法

根據上述的閾值設置原則，以安全殼大氣中惰性氣體比活度監測通道報警閾值的設置為例，閾值設置方法如下:

1)確定通道所執行功能［2］

安全殼大氣中惰性氣體比活度監測通道主要用于監測一回路壓力邊界的完整性，即安全殼內一回路系統是否發生泄漏以及泄漏率的大小。一旦監測到的放射性氣體體積比活度超過一級報警閾值則發出聲光報警信號，操作人員接到信號后對其進行調查分析;當超過二級報警閾值時，系統自動隔離安全殼內大氣監測系統、安全殼換氣通風系統、核島排氣和疏水系統向反應堆廠房外的排放，進一步分析報警原因，找出工藝程序中可能存在的問題，保障電站安全穩定運行。

2)理論分析與模型建立

根據惰性氣體監測通道的監測對象，確定計算中所要考慮的重要核素。一般情況下選取放射性惰性氣體41Ar作為考察對象(燃料元件包殼發生破損的情況下還應考慮放射性核素85Kr和133Xe及其同位素)，建立核素遷移的數學模型，研究一回路冷卻劑泄漏導致安全殼空氣中惰性氣體體積比活度的變化與一回路系統冷卻劑泄漏率之間的關系。

3)數值計算及閾值設置

根據實際情況，選取合理的輸入參數對以上模型進行數值計算，對計算結果進行分析，并結合實測值或經驗值對模型進行修正，最終根據計算結果提出閾值設置的建議。

2 區域監測通道報警閾值

2.1 監測通道特點［2］

對核電站的區域輻射進行測量有工藝和安全的目的，涉及到的監測通道相當多。以主控室空氣γ輻射劑量率監測通道為例，該監測通道連續監測由主控制室空調系統吹入控制室的空氣的放射性活度，當輻射劑量率超過二級報警閾值時自動觸發主控制室空調系統吸風切換到通過碘收集器，對空氣中的放射性碘進行過濾，從而起到保護主控室工作人員的作用。

2.2 閾值設置

2.2.1 閾值設置原則

區域輻射監測系統報警閾值設置的原則、依據和方法大致有以下2種:

1)依據國家相關核安全標準、規范設置報警閾值。部分區域監測通道的報警閾值可直接或間接地依據國家標準、法規所規定的限值要求及其相關規定來確定，并遵循合理可行盡量低的輻射防護基本原則。放射性工作場所相關監測通道報警閾值可按工作人員劑量控制原則、年有效劑量限值、管理限值等相關標準確定。

2)部分兼有工藝監測功能的區域監測通道報警閾值的設置原則可參考工藝輻射監測通道報警閾值設置原則中的第1種。

談及取得的有形成果時，劉延錦稱，數據是最好的證明，營養風險篩查率由改善前的40%提升至100%，經口進食正確率由改善前的85%提升至100%，營養支持介入時間由改善前102h縮短至62h等?！澳壳?，這一模式已在河南省18個地市廣泛應用，充分發揮了醫院的輻射帶動作用。”她欣慰地說。

2.2.2 閾值設置方法

根據閾值設置原則，以主控室空氣γ輻射劑量率監測通道報警閾值的設置為例，閾值設置方法如下:

1)確定所監測區域必須符合的控制標準

主控室為工作人員經常活動的區域，其γ輻射劑量率應按工作人員的職業照射水平年劑量當量限值進行控制，具體限值可參考GB 18871-2002《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》中對放射性工作人員年有效劑量的限值規定。

2)根據劑量限值推算出實時劑量率

GB 18871-2002《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》中規定的劑量限值適用于在規定期間內內、外照射(包括中子、γ、惰性氣體)所致劑量和放射性物質攝入所致待積劑量之和，工作人員接受的γ輻射劑量只能是年劑量限值的一小部分，比如說30%或更小。根據γ輻射劑量限值，再結合工作人員每年在此區域中工作的時間，算出對應的實時劑量率值。

3)閾值設置

根據以上實時劑量率結果，結合實測值，提出初步的閾值設置建議。

3 排出流監測通道報警閾值

核電站在運行過程中會產生放射性廢氣和廢液，這些含有放射性物質的廢氣和廢液最終會排放到環境中去。排放到環境中的放射性物質不但對核電站周圍公眾造成外照射影響，而且隨著公眾的食入和吸入，造成內照射影響。因此，在核電站運行過程中必須進行針對排出流的監測［1］。

3.1 監測通道特點［2］

核電站的排出流分為氣態排出流和液態排出流2種形式。以氣態排出流監測為例，其中包括氣溶膠、碘和惰性氣體的活性監測，通過循環輔助裝置測量單位體積內惰性氣體的活性以及測量在過濾器、碘收集器上沉淀物的放射性活度，來確定由煙囪排放的氣載放射性物質的總活性。當測量到的氣載放射性物質活性超過二級報警閾值時自動隔離排放系統向環境中的排放，起到保護環境和公眾的作用。

3.2 閾值設置

3.2.1 閾值設置原則

排出流監測通道報警閾值設置原則的依據主要是國家標準和規范，其排放必須間接符合國家相關核安全法規、標準所規定的限值要求。

3.2.2 閾值設置方法

根據閾值設置原則，以煙囪排出流中惰性氣體監測通道報警閾值的設置為例，閾值設置方法如下:

1)確定排出流排放時應執行的標準

核電站氣體放射性物質排放所需執行的標準主要包括:GB 6249-1986核動力廠環境輻射防護規定、GB 14317-1993核熱電廠輻射防護規定及GB 18871-2002電離輻射防護與輻射源安全基本標準。

2)根據標準推算出煙囪排出流排放時的氣載放射性物質活度

根據上述標準中所規定的排放限值或對公眾所致劑量限值，結合排放量和排放時間等參數，可推算出煙囪排出流排放時的氣載放射性物質的活度限值。

3)閾值設置

根據以上煙囪排出流排放時的氣載放射性物質活度限值，確定達到排放標準所規定的上限所對應的氣載放射性物質活度為二級報警閾值，在核電站正常運行實測值與二級報警閾值之間選取合理的值作為一級報警閾值。

4 結語

隨著國家大力發展核電的大趨勢以及核電國產化的逐步推進，核電站輻射監測系統監測通道報警閾值作為關系到核電站安全穩定運行的重要參數必須受到足夠的重視。這其中每個通道的報警閾值都需根據核電站的設計布置、放射性物質源項、監測通道自身特點以及國家相關法規、標準對其進行專項研究，研究出合理的閾值設置方法。本文根據核電站工藝系統監測通道、區域輻射監測通道、排出流監測通道各自的特點，對各監測通道報警閾值的設置方法作了初步的定性研究;同時選取各監測通道中典型的監測對象，確定了報警閾值設計方法。

［1］凌球，郭蘭英，等.核電站輻射測量技術［M］.北京:原子能出版社，2001.94 －168.

［2］廖紅彪.輻射監測系統KRT培訓教材［M］.廣東:嶺澳核電站保健物理處，2001.3 －16.