核電廠輻射監測系統監督管理問題研究

楊永燈 朱玉隆

（中核核電運行管理有限公司，浙江 嘉興314300）

0 引言

核電廠與常規電廠的主要區別在于前者存在放射性釋放的風險。為確保核電廠工作人員免受放射性物質的照射， 在核電廠設計中，考慮了在核反應堆放射性物質與周圍環境間設置了多重屏障。

廠房輻射監測系統（KRT）用于監測核電廠中各個系統、各個廠房出現的或潛在的放射性危險。KRT 系統設備可能發生故障或人員操作失誤導致KRT 系統不能實現其監測功能。 核安全監督部門對KRT 系統設備維修和試驗執行情況進行監督。 本文以秦山第二核電廠（簡稱秦二廠）1 號機組廠房輻射監測系統為例， 對廠房輻射監測系統監督管理問題進行分析研究，以改進和完善核安全監督管理，促進廠房輻射監測系統的功能完好得到保證。

1 KRT 系統簡介

秦山第二核電廠廠房輻射監測系統有以下功能：（1）輻射安全監測及時發現工作場所放射性輻射水平的異常變化。 （2）排出流監測連續監測廢水，廢氣排出流中的放射性活度水平。（3）屏障監測連續監測可能被放射性污染的工藝流體或廠房空氣，以檢查燃料包殼、系統壓力邊界等屏障的完整性， 防止放射性物質通過各道屏障泄漏或釋放。（4）自動啟動報警和隔離裝置。

KRT 系統由多個位于核電廠主要廠房內的固定監測通道組成。KRT 監測通道主要分為：氣溶膠、碘和惰性氣體測量；在貯槽（水池）或管道外測量其水活度；房間內區域γ 劑量率測量等。 KRT 系統有些監測通道屬于事故后監測系統（PAMS）通道，在事故情況下輔助運行人員分析和監視事故以及控制放射性物質向外釋放。KRT 系統PAMS 通道有蒸汽發生器排污水γ 活度監測通道（1KRT002/003MA）、煙囪低量程惰性氣體β 活度監測通道（1KRT017MA）等。

KRT 監測系統設備要定期檢查， 并對安全相關監測通道定期測試。 KRT 系統定期試驗項目內容包含：報警閾值檢查、報警功能試驗、通道報警聯動功能試驗、通道計數評價、系統運行狀態檢查。按照試驗周期分為KRT 通道周定期試驗、KRT 通道月定期試驗、KRT 通道換料周期定期試驗三大類。

2 KRT 系統監督管理問題分析

2.1 KRT 系統核安全監督管理主要內容

核安全監督部門主要依據“運行技術規格書”及“安全相關系統定期試驗要求”對KRT 系統進行監督。

在各種運行狀態下，核安全監督需要檢查KRT 系統運行情況、定期試驗執行情況是否滿足相應的規定和要求。 具體的，關注KRT 系統的運行情況，對監測通道出現的故障缺陷，要及時了解并分析判斷是否影響其功能的實現，并檢查運行部門是否按照要求記錄相應通道的設備不可運行。 檢查KRT 系統定期試驗是否按照要求周期執行，以及試驗結果是否符合驗收準則。 對不合格試驗項目進行跟蹤，督促執行部門及時處理故障缺陷，并及時重新執行試驗。有些不合格試驗中，故障缺陷暫時無法處理，試驗結果不能滿足要求，導致監測通道不可運行，必須記錄相應的設備不可運行事件，直到缺陷處理完成，試驗重做合格為止。

2.2 KRT 系統核安全監督管理需注意細節分析

在開展KRT 系統相關試驗或維修工作以及核安全監督管理過程中，對一些準則、規定要求的理解把握可能會不太準確，從而對核電廠運行、維修工作的開展造成一定影響，或對核電廠機組的安全水平構成潛在影響。

對于KRT 監測通道可運行性的要求應該包含取樣系統、 探測部件、電氣箱、就地顯示報警箱、安裝在集中機柜上的集中處理插件以及主控報警等各個部件完好可用。 對于帶有取樣回路的監測道，其取樣回路只包括被測流體取樣管路的小部分，即包括被測工藝流體送來管路法蘭（或變徑管接頭）和返回管路法蘭（或變徑管接頭）之間的管道部分，而其它管道部分均屬工藝系統管道。

KRT 系統設備發生隨機不可運行事件后的運行規定，其中有些條目的說明及補充要求可能不太注意， 對工作計劃的安排產生影響，或是設備不可運行信息記錄不太準確。主要是有些同類的監測通道作為一組監測通道，例如1KRT005MA 和1KRT006MA 為一組，1KRT018MA和1KRT019MA 為一組，同一組中一個或幾個測量通道不可運行算作一個第2 組不可運行，不同組中的測量通道不可運行算作不同的第2組不可運行。

當安全殼內發生事故時， 安全殼隔離信號使一些系統閥門關閉，導致KRT 監測通道失去作用。安全殼隔離信號（階段A）使安全殼空氣監測系統閥門關閉，導致1KRT008/009/028MA 監測通道的取樣空氣被切斷，這三個監測通道的測量結果再不能代表安全殼內空氣活度。安全殼內空氣活度只能由1KRT022/023MA 監測通道給出。 安全殼隔離信號（階段A）使化學和容積控制系統閥門關閉，導致1KRT001MA 監測通道對堆冷卻劑γ 活度的測量不再有代表性。堆冷卻劑活度值由1KRT026MA 監測通道給出。 安全殼隔離信號（階段B）使蒸汽發生器排污系統閥門和堆冷卻劑取樣管道閥門關閉， 導致1KRT002/003MA 和1KRT026MA 等監測通道的結果不再有代表性。

當主蒸汽管道閥門關閉時，1KRT032/033MA 監測通道的測量結果不再有代表性。

在堆熱功率輸出低于20%時，1KRT032/033MA 監測通道的N16活度測量結果不再有代表性。 這時，蒸汽發生器泄漏率就使用測量惰性氣體的裝置測量。

2.3 KRT 系統核安全監督管理問題分析

運行技術規格書中KRT 系統設備發生隨機不可運行事件后的運行規定，其中有些條目描述不是很清楚明確，在實際執行過程中會有不同理解及不同的決策。 對 “液體廢物放射性測量通道0KRT901/902MA 不可運行”這個事件的理解有差異在于在非廢液排放期間，通道發生不可運行，是否需要記錄相應的設備不可運行。本文認為，這兩個通道任何時候發生不可運行， 都需要記錄相應的設備不可運行，因為根據可運行性的定義“可運行設備不一定處于在役狀態。 ”

運行技術規格書規定，在0KRT 901/902 MA 不可運行時，相應的廢液在手動取樣分析合格后也可以排放， 但國內某一核電廠規定，在0KRT 901/902 MA 不可運行時，禁止相應的廢液排放。一般情況下，一個廢液儲存罐在接收廢液直到規定液位范圍之后，停止接收，關閉入口閥，儲存一段時間，經過取樣合格后可以擇機排放。 因此，本文認為在0KRT 901/902 MA 不可運行時， 相應的廢液在手動取樣分析合格后也可以排放是可取的。

3 結論

核安全監督部門對輻射監測系統運行和維修工作過程中可能出現的失誤，加強監督管理；對核安全監督管理過程中容易忽略的細節加以注意；以及對存在的問題進行分析研究并統一完善，可以進一步提高KRT 系統設備的可運行性，從而提高核電廠的輻射安全水平。

［1］楊茂春.核電站輻射防護的現狀和趨勢[J].輻射防護通訊,2000,20（4/5）：58-61.

［2］宋祖榮,潘翔,車樹偉.核事故與國內現役核電機組核安全措施[J].中國核電,2012,5（3）：284-289.