KRT辐射监测硕士论文

摘 要

核电站辐射监测系统是与核电站运行工况直接相关的重要系统，它接受来自固定辐射探测仪表的数据，这些探测仪表监测和控制穿过不同屏障的放射性传输，测量向环境的放射性排放，监测核电厂的内部辐射及污染水平。辐射监测系统是确保核安全的重要设施，核安全相关监测通道均与放射性物质屏蔽有关，主要是通过测量放射性参数连续监视某道屏障的完整性以保护人员。

大亚湾核电站辐射监测系统采用的是法国MGPI公司在上世纪六、七十年代设计的第一代产品，于1991年投入运行。大亚湾核电站辐射监测系统投入运行以来，各种缺陷和故障便频繁发生，虽然经过运行人员以及设备厂家的不断努力，部分故障得以消除，但许多故障仍然难以避免地持续发生，无法根除，这些故障和误报警对于电厂的运行造成了很大的干扰。随着数字化时代的到来，法国MGPI公司已采用数字化测量技术对其产品进行了全面的升级换代，第一代设备的部分关键备件已停止生产和供应，其他备件也有计划的逐步地停止生产和供应。现在大亚湾核电站的辐射监测系统设备所用的元器件大多数在市场上已无处购买，库存备件也已储备不足，即将面临备品备件断货的风险。

为了彻底解决辐射监测系统现存的问题，大亚湾核电站开始辐射监测系统整体改造项目的进程。但是，运行机组进行辐射监测系统的整体改造，大亚湾是第一次，国内也是第一次。国内运行电站和在建电站的辐射监测系统的组成基本一致，但是每个电站辐射监测系统的结构各不相同。如何设计一个最符合大亚湾核电站辐射监测系统的改造方案，它在可用性、安全性、经济性这三个方面应该是最优化的。

通过对国内在役核电站和新建辐射监测系统结构的调研，结合大亚湾核电站、岭澳一期核电站辐射监测系统的运行维护经验，本文提出了一个改造方案，能够使辐射监测系统在改造后运行的既稳定又可靠，还能节省运行和维护经费。

关键字：辐射监测系统、改造、方案

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Abstract

The nuclear power station radioactivity monitoring system is very important system to the nuclear power station running state. It acquisitioned data from the fixed radioactivity monitoring instrument. This monitor instrument monition and control the activity transmit which penetrated different shielding and measure the activity outlet to the environment and monitor the nuclear power station inner radioactivity and contamination lever. The radioactivity monitor system is important establishment for ensure the nuclear security, the nuclear security related monitor channel is correlatively with the radioactivity shield material, it protect the person which continue measure the radioactivity parameter and monitoring one of the channels shielding integrality by the way.

The DAYA Bar nuclear power-station radioactivity monitoring system adopt with product which the France MGPI company designed the 1st in 1960’s~1970’s, and it was running in 1991. There always have many malfunction and deficiency with The DAYA Bar nuclear power-station radioactivity monitoring system. The operator and the manufacture do their best to eliminate many fault, but there still have many malfunction can not eliminate and continue befallen, no way to eradicating. These fault and misalarm have a great of disturb to the power station operating along with the digital era coming, the France MGPI company have already adopt the digital measurement technology to upgrade to its all of product, so the first part of product and important spare assemble is ceased product and providing. And the other assemble will cease product and providing as the schedule. The most of component which the DAYA bar nuclear power-station radioactivity monitoring system used can not order in the market and the spare assemble of the warehouse is lack, it will faced the hazard of the assemble can not order.

In order to quite dissolve the exist problem, the DAYA Bar nuclear power station already commencing reconstruct the proceeding of the radioactivity monitoring system. But the operating system integrity reconstruction of the radioactivity monitoring system, which is the first time to the DAYA Bar nuclear power station and the national nuclear power operation station. The national nuclear power station

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radioactivity monitoring system are same with other building nuclear power stations, but there are different with each power station construction. The optimistical reconstruct scheme of the DAYA Bar nuclear power station is as low as reasonably achievable with utility and security and economical.

Though the investigation of the national operating nuclear power station and the building nuclear power station, and combinative with the operation and maintenance experience of The DAYA Bar nuclear power station and LING’AO nuclear power station radioactivity monitoring system, there propose the scheme of reconstruction, it can enable ensure the radioactivity monitoring system running stabilization and the reliability after reconstruction ,and it can saving the outlay of the operating and maintenance.

Keywords：the radioactivity monitoring system. Reconstruct. Scheme

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1 引言

大亚湾核电站位于深圳市东部大亚湾畔，是我国大陆第一座百万千瓦级大型商用核电站，按照“高起点起步，引进、消化、吸收、创新”和“借贷建设、售电还钱、合资经营”的方针，主体工程于1987年8月开工，1994年5月6日全面建成投入商业运行，拥有两台装机容量为98.4万千瓦的压水堆核电机组。大亚湾核电站年发电能力近150亿千瓦时，70%输送到香港，占香港用电量的约25％，为香港的繁荣稳定作出了贡献。通过核能发电，使得广东和香港两地每年减少燃煤消耗370万吨，从而大大减少了导致“温室效应”和酸雨的气体年度排放量，包括二氧化碳排放900万吨、二氧化硫排放17万吨、一氧化氮3万吨，以及空气中的尘埃数千吨。

大亚湾核电站投产以来已连续安全运行14年，各项经济运行指标达到国际先进水平，获得了在美国出版的国际电力杂志评选的“1994年电厂大奖”，成为全世界5个获奖电站之一，也是我国唯一获得这一殊荣的核电站。经过持续技术改进，与投产初期相比，机组年发电量已由可研报告的100亿千瓦时提高到目前的150亿千瓦时。2008年7月，大亚湾核电站完成全部基建贷款本息的还付工作，共累计偿还贷款本息56.74亿美元。截止2008年8月31日，大亚湾核电站1号机组实现安全运行2233天，创造国内核电站单机组安全运行最高纪录。自2002年1月12日以来，该机组连续四个燃料循环无非计划自动停堆，目前该纪录仍在延续。

核电站辐射监测系统是与核电站运行工况直接相关的重要系统，辐射监测系统的改造应在保证原有设计功能的基础上，采用稳定、可靠、先进的辐射监测设备和信息管理系统，提升辐射监测系统的整体运行状态。

研究一个改造方案，能够使辐射监测系统运行的既稳定又可靠，还可以节省运行和维护经费，这个改造方案是本文所要解决的问题。

2 辐射监测系统（KRT）概述

2.1 KRT系统的功能

KRT系统是与电厂运行工况直接相关的辐射防护监测系统，它执行以下四种

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功能：

——防止核电站工作人员受到高剂量照射。

通过两种监测手段对控制区有关区域进行?剂量率、中子剂量率的监测，避免工作人员受到高剂量照射：利用固定式KRT通道对风险较大的场所进行连续监测；利用便携式KRT仪表对控制区进行定期巡测 ——防止核电站周围的居民（公众）受照。

除非发生了严重事故导致安全壳局部破裂，一般放射性流出物只是经过预先设计的少数排放路径，往环境排放。居民受照主要来自流出物排放的放射性，为保护居民免受照射，KRT系统要监测排放的流出物，确保污染水平不超过管理部门设定的限值。流出物包括：气体流出物、液体流出物。 ——屏障完整性有效性的监测。

核电厂三大屏障的完整性和有效性并不是永久的或完善的。某种屏障自身会慢慢的或偶然的失效，但也并不意味着立刻会产生严重的危害。因此，KRT系统对屏障完整性有效性的监测有着重要的意义。 ——为保护工作人员或公众而启动自动的安全措施。

这些安全措施均以KRT系统提供的监测数据为基础，导致隔离系统阀门关闭或改变通风系统的管路（如经碘过滤器后再排放）。

KRT系统不是安全相关系统。该系统的功能是保证放射性水平符合正常的运行水平。不过某些KRT测量通道能够帮助操作人员监测放射性水平并分析事故的缘由。运行经验表明，在包括放射性物质溢出在内的许多意外事故中至少有一个KRT测量通道会启动第一个报警。

2.2 KRT系统的特点

——连续监测； ——快速响应；

——能给出综合（全局）的报警信号；

——不与实验室的测量混淆，实验室测量属精确测量； ——能为辐射安全分析提供信息。

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2.3 KRT系统的分类

根据不同的分类标准，KRT系统有以下几种分类： ——按照监测对象和功能，KRT系统可分为两个子系统：

工艺和流出物监测系统； 区域和气载放射性监测系统。

——按照机组进行分类，KRT系统可以分为若干组，其中：

34个单机组测量通道能给出集中信息和就地显示信息； 12个机组公用测量通道，也能给出集中和就地显示的信息； 2个可移动的测量通道，无集中处理信息的功能。

——按照通道电气特性和不同的布置进行分类，可分为下列一些标准通道：

气溶胶、碘和气体测量； 利用采样室测量水中放射性活度；

从贮存罐或管道外部测量其中的放射性活度； 从管道外面测量16N的活度； 高湿度气体中活度的测量； 房间内?照射量率的测量； 主控室空气中放射性活度的测量；

事故后反应堆安全壳内空气中的放射性活度的测量； 通风管道中气体放射性活度的测量； 污水池（地坑）?放射性测量；

测量通风管道中空气放射性的可移动装置； 通风管道中气溶胶、碘取样的可移动装置。

其中一部分测量通道，属于“事故后监测系统” （Post Accidental Monitoring System，PAMS），满足事故后监测的某些设计要求和功能(KRT002/003/004MA，KRT032/033/034MA，KRT017/021MA，KRT022/023MA)。

大亚湾核电站KRT系统监测道分布见图2-1。

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DVN烟囱021MA016MADVN014MA017MA013MA换料机012MA011MA换料机034MA036MA513MA514MAETYETY101FISG1SG2007MA冷凝器乏燃料水池反应堆水池041MAEBADVNCVI018MA主控室019MARRI系列A032MA033MA01FI01BATEP08BA02FI01DE02DE015MA015MA004MA003MATEPTEU026MANA293REN取样间堆芯SG3002MA008MA009MA01FI028MA01/03 RF005MA净化单元RRI系列B02/04 RFEASRENRRARCVEAS001MA023MA022MA1STR2STRTEU01 BA509MA508MA511MA废物桶010MARCV废树脂罐502MA501MANB281核辅助厂房污水坑RCV02BA051MA008PS052MA006MASVA 01 BA053MA054MA013PS055MA014PS012PS009PS505MA003BA001BA002BA003BA510MA512MATESTER901MASEL902MA001BA002BA图2－1 大亚湾核电站KRT系统监测道布置示意图

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2.4 KRT系统回路和通道组件

KRT系统的测量通道是由一些标准的部件（元件）所组成。根据每个通道的功用不同，有不同的组合。一般由探测子系统、集中处理子系统、信号子系统和继电器柜等组成。

测探 试头 源 测量盒 接线盒 就地显示 报警盒

警报处理 单元 继电器 单元 KIT信息 单元 KRT监测系统 记录仪 二级报警 显示器 打印 数字率表 集中控制柜 一级报警 中央处理单元 图2-2 KRT系统测量示意图

图2-2是一个典型的集中控制测量通道的回路。其中：

探测器探测放射性，并将所产生的信号传递给测量盒，对有些通道，还有附带的测试源，用以检查通道的报警动作和其他系统的自动动作。由于测量对象不同，各通道可能采用不同的探测元件，用于KRT系统的大致有三种类型：闪烁探测器，计数器，电离室。

测量盒将来自探测器的信号进行处理，然后送到处理模块（INR），除此以外还给探测器提供高压。根据探测器类型的不同，有不同的测量盒与之配合。

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连结盒收集从测量盒，源试验和电气盒来的数据，将处理模块送来的220V电源以变压器去耦。

就地显示盒安装在需要测量值的房间内，就地指示经过处理模块处理过的信号测量值。

就地报警盒安装在需要测量值和报警信号的房间内，提供与处理模块相同的功能，就地显示信号测量值，并产生可听的声响报警和可视的灯光报警。

电气盒用于带有循环子系统的测量通道，提供对循环子系统的控制和监测，包括供电的通/断，计时器，复位按钮，压力，流量，故障等信号数据的传送，灯光指示等。

处理模块（数字率表INR）安装在集中控制柜内，用于启动电气通道，以便测量和处理由探测器提供的信号并产生模拟数字和开—关数据。在处理模块上可以进行测量的数据显示，故障的显示，阈值的更改，内部参数的设置等操作。

集中控制柜用于安装处理模块，不同通道的处理模块分散安装在不同的集中控制柜内。每个机柜有220V 50Hz连续供电电源，非PAMS机柜有48V连续供电电源。所有的PAMS机柜都有将220V AC变为48V DC的变压整流器，将48V供给机柜内部使用，并且还供给继电器电路以及电气盒使用。所有集中控制柜下方均有2排按键，蓝色按键用于阻止相应通道的报警输出，白色按键用于控制测试源以检查探测器。

由处理模块送出的信号分别送到KSA系统，主控室记录仪，中央计算机，KIT系统和与具体通道有联动关系的其他系统。

2.5 KRT相关系统

KRT系统与下列系统相互连接或与下列系统有关：

APG：蒸汽发生器排污系统； CVI：冷凝器真空系统； DNX：正常照明系统； DVC：主控制室空调系统； DVK：核燃料厂房通风系统； DVN：核辅助厂房通风系统；

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DVW：安全壳外盘穿件房间通风系统； EBA：安全壳换气通风系统； ETY：安全壳内大气监测系统； KIT：集中数据处理系统； KRG：集中控制模拟量机柜； KSA：报警处理系统； KSC：主控室； LTR：接地系统；

RCV：化学容积控制系统； REN：核取样系统； RPE：核岛排气疏水系统； RRI：设备冷却水系统； SAR：仪用压缩空气分配系统； SED：核岛除盐水分配系统； SEL：常规岛废液排放系统； SEP：饮用水系统； SVA：辅助蒸汽分配系统 TEG：废气处理系统； TER：废液排放系统； TEP：硼处理系统； TES：固体废物处理系统； VVP：主蒸汽系统；

LCA：机组48V直流电源系统（系列A/B）； LCC：机组解列用48V系统； LCD：公用48V直流电源系统；

LLC/D：低压交流应急电源（380V）系统； LKS：低压交流电源系统； LNE：220V交流电源系统； LNF：220V交流公用电源系统；

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LNC：220V交流重要负荷电源系统； LNB：220V交流重要负荷电源系统；

具体到每个通道与其他系统的功能联系，将在具体通道的介绍中阐述。

2.6 KRT系统通道

为了完成KRT系统设计的功能，KRT系统具有分离的具体的测量通道，对每一个通道，按照其功能设计的需要，各有其特有的特性.。下面对每个通道和集中控制柜分别进行介绍。

2.6.1 单机组通道

—— KRT001MA

监测：RCV反应堆冷却剂水的γ活性。

功能：指示反应堆冷却剂系统和连接到反应堆冷却剂系统的辅助系统（RCV）发生的剂量率的变化。

探测方式：探测器固定在带有就地显示控制台上，从管道的外边测量γ活性。 运行参数：连续测量。在RCV排放处于隔离信号状态时，由该通道测量的反应堆冷却剂的活性不再具有代表性，此时由KRT026MA给出实际的测量值。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— KRT002/003/004MA

监测：从SG—APG的蒸发器排污水的γ活性。

功能：探测蒸汽发生器微小的泄漏，因为微漏在长时间的运行后，蒸汽发生器的二次侧水将会受到放射性污染。

探测方式：通过取样室取样测量水的活性并就地显示。

运行参数：在三个SG中每一个连续取样系统中进行连续测量。在APG的阀门处于隔离信号状态时，这三个通道进行的测量不再具有代表性。

与其他机械系统的联动关系：无。

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—— KRT005/006MA

监测：设备冷却水（RRI）的γ活性。

功能：探测热交换器中的放射性泄漏，该热交换器用来保证反应堆冷却剂系统设备冷却水的冷却。

探测方式：通过取样室取样测量水的活性并就地显示。 运行参数：在RRI系列运行时连续测量。 与其他机械系统的联动关系：无。

—— KRT007MA

监测：冷凝器（CVI）中非冷凝抽取物的β活性。

功能：探测蒸汽发生器意外的和较大范围内的泄漏，这种泄漏会导致一回路的放射性惰性气体大量地排放到蒸汽中。

探测方式：由循环辅助装置抽取气体进行测量。 运行参数：连续测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— KRT008/009/028MA

监测：安全壳内空气中气溶胶（008MA）、气体（009MA）和碘（028MA）的活性。

功能：探测反应堆厂房大气中的活性的增加，并自动隔离ETY，EBA，RPE系统向反应堆厂房外的排放；

在故障的情况下监测安全壳内空气活性的变化； 提供工作人员进入可能性的信息。

探测方式：由循环辅助装置抽取气体测量气溶胶，碘和气体的放射性。 运行参数：除了在安全壳压力增加的情况以外，都是连续测量。压力增加时，KRT设备由ETY的有关阀门隔离，通道的测量值不再能代表安全壳内的空气活性，此时由KRT022，023MA给出安全壳内空气活性的演变信息。

与其他机械系统的联动关系：009MA二级阈值报警时会自动隔离ETY，EBA，RPE系统向反应堆厂房外的排放。

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—— KRT010MA

监测：RCV前端过滤器的γ活性。

功能：向操纵员提供指示，如果过滤器没有按时更换的话，过滤器的活性有可能超过工作人员的容许剂量。

探测方式：探测器在墙内，从水箱的外面来进行测量。 运行参数：连续测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— KRT011/012MA

监测：反应堆空腔表面的γ辐射。

功能：探测安全壳内大气剂量率意外的和重大的变化（由燃料操作事故产生的放射性气体污染安全壳内大气而引起）；由关闭EBA系统来启动安全壳的自动隔离。

探测方式：区域γ辐射剂量率的测量。

运行参数：当机组停运时或者进入反应堆厂房的时候进行测量。这些测量是冗余的（系列A和系列B）。

与其他机械系统的联动关系：通道二级阈值报警时会自动隔离EBA系统向反应堆厂房外的排放。

—— KRT013/014MA

监测：乏燃料水池表面的γ辐射。

功能：探测燃料厂房内（20米）剂量率的突然变化（由燃料操作事故产生的放射性气体污染燃料厂房内大气而引起）；自动触发DVK系统由正常排风切换到碘排风。

探测方式：区域γ辐射剂量率的测量。

运行参数：连续测量。这些测量是冗余的（系列A和系列B）。

与其他机械系统的联动关系：通道二级阈值报警时会自动触发DVK系统由正常排风切换到碘排风。

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—— KRT015MA

监测：TEP前端过滤器的γ活性。

功能：向操纵员提供指示，如果过滤器没有按时更换的话，过滤器的活性有可能超过工作人员的容许剂量。

探测方式：探测器在墙内，从铁箱的外面来进行测量。 运行参数：连续测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

——KRT016/017/021MA

监测：烟囱排放（DVN）气体中气溶胶和碘的活性（016MA）；

烟囱排放（DVN）气体中气体的活性（017，021MA）。

功能：由测量单位体积内惰性气体的活性（正常排放或事故排放）和测量在过滤器，碘收集器上沉淀物的活性，来测量由烟囱排放的气体排放物中空气的活性；能估算出以蒸汽形式排放的活性；自动隔离ETY，TEG系统的排放。

探测方式：由循环辅助装置来测量气溶胶和气体（低和强）的活性。 运行参数：连续测量。这些测量是冗余的（系列A和系列B）。

当通过烟囱释放的气体活性高时，仅需考虑KRT021MA的测量值，用以计算气体的释放量。

与其他机械系统的联动关系：017MA二级阈值报警时会自动隔离ETY，TEG系统的排放。

—— KRT018/019MA

监测：控制室空气中（DVC）的γ活性。

功能：监测由DVC系统吹入控制室中空气的活性；自动触发DVC系统吸风切换到通过碘收集器。

探测方式：控制室空气的活性测量。

运行参数：连续测量。这些测量是冗余的（系列A和系列B）。

与其他机械系统的联动关系：二级阈值报警时会自动触发DVC系统吸风切

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换到通过碘收集器。

—— KRT022/023MA

监测：反应堆厂房的事故后的γ辐射。 功能：监测反应堆厂房空气事故后的γ活性。 探测方式：在安全壳大气内进行事故后的活性测量。

运行参数：连续测量。这些测量是冗余的（系列A和系列B）。 与其他机械系统的联动关系：无。

—— KRT026MA

监测：事故后REN反应堆冷却剂水的γ活性。

功能：在事故期间和事故后，由REN系统来指示反应堆冷却剂取样水的活性变化；启动反应堆冷却剂取样管道的自动隔离。

探测方式：由墙里边的探测器在管道的外边来测量。

运行参数：除了当主回路泄压，或者安全壳隔离状态B的情况下，或者由于强活性信号情况以外，都进行连续测量。在REN回路或者由EAS水取样校准以后，由打开安全壳隔离阀，能使该通道重新投入监测反应堆冷却剂取样。

与其他机械系统的联动关系：二级阈值报警时会自动触发REN系统有关阀门的自动关闭。

—— KRT032/033/034MA 监测：来自SG蒸汽中的活性。

功能：监测蒸汽发生器从一回路向二回路的泄漏。 探测方式：蒸汽中16N和惰性气体活性的测量。

运行参数：除了当主回路泄压或者二回路隔离的情况以外，连续监测16N和反应堆厂房出口处蒸汽管道中的惰性气体的剩余γ活性；提供相应于中子通量的信号（0%

与其他机械系统的联动关系：无。

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—— KRT036MA

监测：以扫描测量的方式测量通风管道中空气的β活性。

功能：由监测在通风管道内从7个点取样的空气来探测放射性气体的泄漏。 探测方式：由循环辅助装置扫描来测量通风管道中的气体。

运行参数：七个支路用扫描的方法连续地测量，或者在探测到异常的活性时，仅由一个支路连续测量。任何一个支路的测量参数都能不断的保存在存储器里。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— KRT041MA

监测：反应堆停堆时安全壳内大气中的β活性。

功能：探测在EBA管道中空气活性的增加，并自动隔离EBA系统和RPE系统的阀门。

探测方式：由循环辅助装置来测量低活性的气体。

运行参数：在反应堆停堆期间，当EBA系统正在运行时进行测量。 与其他机械系统的联动关系：二级阈值报警时会自动触发EBA和RPE系统有关阀门的关闭。

—— KRT051/052/053/054/055MA 监测：地坑内液体的γ活性。

功能：探测事故后含有高活性流体回路的泄漏。 探测方式：测量地坑的活性。 运行参数：连续测量。

与其他机械系统的联动关系：二级阈值报警时会自动触发RPE系统有关阀门的关闭。

2.6.2 公用通道

—— 9KRT501，502MA 监测：地坑内液体的活性。

功能：探测事故后含有强活性流体回路的泄漏。

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探测方式：地坑的活性测量。 运行参数：连续测量。

与其他机械系统的联动关系：通道二级阈值报警时会触发RPE系统有关阀门的自动关闭。

—— 9KRT505MA

监测：辅助蒸汽系统（SVA）冷凝水的γ活性。

功能：在供应NAB除氧器的交换器内和带有辅助蒸汽供应的蒸发器内探测放射性气体的微漏。

探测方式：由循环辅助装置来测量活性。 运行参数：连续测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— 9KRT508，511MA

监测：TES废树脂箱的γ活性。

功能：在装入金属桶之前，为了满足运输的要求，要确定分配给每个桶的 树脂装量，和确定所使用金属桶的种类。

探测方式：由装在墙里边的探测器从箱体外进行测量。 运行参数：间断测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— 9KRT509MA

监测：TES蒸发器浓缩液箱的γ活性。

功能：在装入金属桶之前，为了满足运输的要求，要确定分配给每个桶的 蒸发器浓缩液装量，和确定所使用金属桶的种类。

探测方式：由装在墙里边的探测器从金属桶外进行测量。 运行参数：间断测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

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—— 9KRT510MA

监测：TES排泄桶的γ活性。

功能：检查桶外的剂量率是否与实施的危险的放射性物品的运输规则相一致。 探测方式：由装在墙里边的探测器从金属桶外进行测量。 运行参数：间断测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— 9KRT512MA

监测：放射性废物装桶站的γ辐射。

功能：每个桶存放了固体废物之后，监测装桶站固体放射性产物的放射性大小，并通知工作人员。

探测方式：房间内γ照射率的测量。 运行参数：连续测量。

与其他机械系统的联动关系：无。

—— 9KRT513/514MA

监测：适用于U5规程的监测。

功能：在堆芯冷却失效的严重事故情况下，反应堆压力容器出现破口，安全壳内的压力升高，为了避免安全壳的破裂，必须遵照U5规程降低安全壳内的压力。此时，KRT513，514MA用于实时的迅速获取排放的微粒，碘和铯等有关信息。

探测方式：专门的U5监测通道。 运行参数：U5事故后测量。 与其他机械系统的联动关系：无。

—— 0KRT901MA

监测：分批排放的TER废液的γ活性。

功能：在每次废液排放时，监测TER废液排出物的活性；如果出现排出物的活性超过阈值，触发TER排放阀门的自动关闭。

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探测方式：由具有循环子系统和自动去污子系统的取样室来测量水的活性。 运行参数：在每次排放时进行测量。

与其他机械系统的联动关系：通道二级阈值报警时触发TER排放阀门的自动关闭。

—— 0KRT904MA

监测：分批排放的SEL废液的γ活性。

功能：在每次废液排放时，监测SEL废液排出物的活性；如果出现排出物的活性超过阈值，触发SEL排放阀门的自动关闭。

探测方式：由具有循环子系统和自动去污子系统的取样室来测量水的活性。 运行参数：在每次排放时进行测量。

与其他机械系统的联动关系：通道二级阈值报警时触发SEL排放阀门的自动关闭。

2.6.3 集中控制柜

KRT通道有四个机柜，不管通道是属于单机组的或者是公共的通道（现场测量时作为公共测量）。

—— KRT001AR机组机柜；

—— KRT003AR，PAMS通道中机组机柜系列A； —— KRT004AR，PAMS通道的机组机柜系列B； —— KRT501AR公共机柜；

KRT系统集中机柜用于集中安装KRT系统各监测道的集中处理组件（型号INR203，或INR MV 51），并完成监测道源检、报警禁止、电源配送、报警信号的组合等功能。集中机柜是KRT系统的核心，同时也是系统对外接口的中枢，KRT系统所有的开关量、模拟量、通讯口以及电源的输入输出由集中机柜统一归口。

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3 辐射监测系统改造

3.1改造概述

大亚湾核电站KRT系统是法国MGPI公司在上世纪六、七十年代设计的第一代产品，从1994年投入运行至今已有14年了。大亚湾核电站KRT系统投入使用以来，各种缺陷和故障便频繁发生，虽然经过运行人员以及设备厂家的不断努力，部分故障得以消除，但许多故障仍然难以避免地持续发生，无法根除，这些故障和误报警对于电厂的运行造成了很大的干扰。

大亚湾核电站KRT系统随机不可用时间和次数历年统计见表3－1，从表中可以看出，虽然经过运行人员以及维修承包商、设备厂家的不断努力，系统的随机不可用时间和次数有所下降，但随着设备老化及部分设备的备品部件耗尽，又出现反弹。

由于国家法律法规的要求、设备维修不可解决的设计缺陷、系统整体性能的下降和厂家备件的逐步停产，大亚湾核电站KRT系统的整体改造已迫在眉睫。

表3－1 大亚湾核电站KRT系统随机不可用时间和次数历年统计

大亚湾核电站KRT随机不 可用时间与次数 随机不可用统计项目 02年 03年 04年 05年 06年 07年 08年

时间(h) 1323 896 837 326 366.17 222.2 269.4 随机不可用次数 266 198 157 99 127 83 59 岭澳核电站KRT随机不可用时间与次数 随机不可用时间(h) 1890.22 678.58 302.23 138.37 135.67 202.4 166.9 随机不可用次数 262 158 131 43 71 78 66 20

图4-6 大亚湾核电站辐射监测系统改造方案E示意图

方案中利用现有的就地和机柜间的那根电缆传输220V电源、开关量信号（故障报警、一级报警、二级报警）、RS485信号,从就地探头到数据采集系统之间，新敷设一条电缆传输模拟量信号（4－20mA 送主控室记录仪、KIT记录）。由于通道分布在整个电站的各个位置，电缆路径各不相同，改造要铺设新电缆11400多米，施工工作难度大、工作量大。

方案中取消数据处理单元INR，控制机柜内需进行接线修改，接线修改期间相应机柜断电，会造成整个机柜内的KRT通道不可用，且机柜内施工难度较大、施工窗口紧张。

方案中取消数据处理单元INR，可以简化通道的组成结构，减少单个通道的故障点，节省部分改造费用。

方案中利用集中机柜到就地的原铺设电缆，改造后通道可能因为该电缆设计寿命（大亚湾最多还可以使用26年）到期而进行改造。

5 分析

5.1 可行性分析

方案A，15米集中机柜中采用法国MGP公司的产品INR-EX，就地采用法国MGP公司或其他公司的测量设备，由于INR-EX是专门用于替代大亚湾核电站现在使用的INR 203，INR MV 51的，所以在15米集中机柜中的信号输入、输出线路完全不用改动。方案A的主要工作是在现场布置和安装各个通道的就地处理装置，以及布置从15米集中机柜内各个通道的INR-EX的RS485端子到计算机系统的通讯电缆。方案A实施时，各通道改造窗口容易安排，改造时间最短，施工量最少。

方案B，15米集中机柜中采用远程显示单元，由于远程显示单元和现在使用的INR-EX不兼容，并且大小、高低也有差别，所以15米集中机柜中的布置需要重新调整，并采用新的信号输入、输出端字排。方案B的其他改造内容和方案A一样，也是在现场布置和安装各个通道的就地处理装置，以及布置从15米集中机柜内各个通道的远程显示单元的RS485端子到计算机系统的通讯电缆。方案B实施时，各通道改造窗口也比较容易安排，改造时间较短，施工量较少。

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方案C，15米集中机柜中采用计算机数据采集系统，除1E级通道外其他通道都不安装远程显示单元，所以15米集中机柜中的数据处理率表都要卸出，各通道位置需要重新布置，1E级通道安装远程显示单元和新的信号输入、输出端字排，其他通道的信号先输入计算机数据采集系统再输出。方案C的其他改造内容也是在现场布置和安装各个通道的就地处理装置。方案C实施时，各通道改造窗口也比较容易安排，改造时间较多，施工量较多。

方案D，15米集中机柜中取消数据处理率表或远程显示单元，集中机柜和就地处理装置之间用4根新电缆重新敷设（新敷设电缆预计4.6万米），同时可能需要安装新电缆托盘，集中机柜内信号输入、输出端字需要重新连接，计算机数据采集系统可以放置在原集中机柜内。方案D的其他改造内容也是在现场布置和安装各个通道的就地处理装置。方案D实施时，各通道改造窗口不易安排，甚至可能会有延期改造的风险，施工中敷设大量新电缆时，还需打开防火封堵，由于施工量较大，整个改造时间将会比较长。

方案E，15米集中机柜中取消数据处理率表或远程显示单元，集中机柜和就地处理装置之间在利用原来的1根电缆的基础上新敷设1根信号传输电缆（新敷设电缆预计1.1万米），同时可能需要安装新电缆托盘，集中机柜内信号输入、输出端字需要重新连接，计算机数据采集系统可以放置在原集中机柜内。方案E的其他改造内容也是在现场布置和安装各个通道的就地处理装置。方案E实施时，各通道改造窗口也不易安排，也有可能会导致改造延期，施工中敷设新电缆时，还需打开防火封堵，由于施工量大，整个改造时间也会比较长。

5.2 安全性分析

方案A，通道采用数据处理率表INR-EX来替代INR，由于INR-EX和INR尺寸相似，改造时将不会影响其他通道的正常运行。由于集中机柜内的数据处理率表INR-EX在功能上不是信号传输关键路径上的必需设备，根据大亚湾核电站KRT系统的历史故障统计分析，该设备可能会导致KRT系统故障率增加，而在岭澳核电站，采用该改造方案的一个通道在改造不久因INR-EX通讯问题已经出现两次闪发故障报警。由于改造中采用的数据处理率表INR-EX是过渡产品，它随时有停产的风险，KRT系统也将会因此重新改造。

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方案B，如果通道在15米集中机柜中采用的远程显示单元尺寸和INR相似，改造时将不会影响其他通道的正常运行；如果通道在15米集中机柜中采用的远程显示单元尺寸和INR不同，改造时机柜内的部分通道将会重新调整，重新布置信号线，安装新接线端子排，改造时在机柜内的操作可能会影响其他通道的正常运行。由于远程显示单元在功能上不是信号传输的关键路径上的必需设备，根据大亚湾核电站KRT系统的历史故障统计分析，该设备可能会导致KRT系统故障率增加，而在岭澳核电站，采用该方案的9个通道在电站商运至今未出现通讯故障。

方案C，1E级通道的改造是在15米集中机柜中采用远程显示单元，带来的风险和方案B相同。非1E级通道改造时，各通道的输出信号先通过RS485端口传输至计算机数据采集系统，然后通过数据采集系统再输出模拟量、开关量。改造期间，不会影响其他通道的正常运行。数据采集系统在本方案中处于核心位置，数据采集系统的稳定性至关重要，由于在其他核电站的调研中，目前所使用的数据采集系统的稳定性还需要很大的提高，正常运行时风险很高。

方案D和方案E，集中机柜内不采用数据处理率表和远程显示单元，改造时集中机柜内只需重新连接传输端子，不会影响其他通道的正常运行。在敷设新电缆和抽取旧电缆时，根据改造部门的反馈，施工时可能会影响其他系统的正常运行。由于这两个方案中的通道组成最为简单，故障点最少，故正常运行时安全性能最高。

5.3 经济性分析

方案A，数据处理率表INR-EX不是关键部件，且会占用约1/4的改造经费。在日常运行中，数据处理率表INR-EX的维修消耗、库存数量将导致运行、库存成本的增加。数据处理率表INR-EX的停产，将会导致整个KRT系统的再一次改造，成本无法估计。

方案B，远程显示单元不是关键部件，且会占用约1/10的改造经费。在日常运行中，远程显示单元的维修消耗、库存数量将导致运行、库存成本的增加。但是，实施快速的改造方案有助于改善现在KRT系统困难的情况，可以节省大量备件采购和维修费用。

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方案C，取消数据处理率表和远程显示单元，不更换集中机柜到就地处理装置之间的电缆，是五个方案中最经济的方案。但是，在日常运行中，由于核心数据采集系统不稳定的问题，将导致KRT系统长期无法正常运行，成本无法估计。 方案D，取消数据处理率表和远程显示单元，重新敷设4根从集中机柜到就地处理装置之间电缆和电缆托盘，将会占用约1/4的改造经费。但是，由于通道故障点最少，运行稳定，在日常运行、维护以及备件库存的费用低。

方案E，取消数据处理率表和远程显示单元，重新敷设1根从集中机柜到就地处理装置之间电缆和电缆托盘，将会占用约1/8的改造经费。但是，和方案D一样，由于通道故障点最少，运行稳定，在日常运行、维护以及备件库存的费用低。

6 结论

大亚湾核电站的辐射监测系统已经到了非改造不可的境地，改造的迫切性日益提高。上述五种改造方案对于大亚湾辐射监测系统都是可行的，我们要从这五个改造方案中选取最优的。通过从可行性、安全性、经济性三个指标，上文对五种改造方案进行深入分析，每个分析面比较情况见表6-1。

表6-1 改造方案分析表

1 2 3 4 5

通过上表的比较，三个指标的最优化组合是方案B，该改造方案风险低，实施安全、快捷，日常运行中故障率低，且20年内无备件停产风险。综上所述，最符合大亚湾核电站辐射监测系统的改造方案是方案B。

可行性 方案A 方案B 方案C 方案E 方案D 安全性 方案B 方案D 方案E 方案A 方案C 经济性 方案B 方案E 方案D 方案A 方案C 39

参考文献

[1]广东核电站系统手册,电厂辐射监测系统（1991）. [2]广东大亚湾核电站岭澳核电站生产运行年鉴（2002）. [3]广东大亚湾核电站岭澳核电站生产运行年鉴（2003）. [4]广东大亚湾核电站岭澳核电站生产运行年鉴（2004）. [5]广东大亚湾核电站岭澳核电站生产运行年鉴（2005）. [6]广东大亚湾核电站岭澳核电站生产运行年鉴（2006）. [7]广东大亚湾核电站岭澳核电站生产运行年鉴（2007）.

[8]凌球 郭兰英 李东馀.核电站辐射测量技术.原子能出版社.北京.2001：94-166

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3.2改造原因

3.2.1 KRT系统备件停产

目前，法国MGPI公司已采用数字化测量技术对其产品进行了全面的升级换代，第一代设备的部分关键备件已停止生产和供应，其他备件也有计划的逐步停止生产和供应。现在大亚湾核电站的KRT系统设备所用的元器件大多数在市场上已无处购买，库存备件也已储备不足，即将面临备品备件断货的风险。大亚湾核电站备件停产和即将停产情况见表3-2和表3-3。

表3-2 大亚湾核电站停产备件库存和使用情况表

已停产备件 INR203 INR MV51 CTS15 CSC15 CB42 MRA13 CM/PM50 CM/PM81 CM/PM91 CRA22 KRT901PO

表3-3 大亚湾核电站即将停产备件库存和使用情况表

即将停产备件 库存备件 CM/PM 10 CM/PM 30 CM/CI 10 CM/CI 61 CM/CI 71 2 6 6 10 6 受影响通道 KRT002/003/004/005/006/505/901MA KRT007/008MA KRT09/17/36/41/18/19/01/10/15/26/508~511MA KRT 051-055MA、KRT501/502MA KRT021/022/023MA 21

库存备件 1 3 2 受影响通道 电站大部分通道 KRT032/033/034MA KRT036MA 通道数量 61 12 2 2 9 3 4 D1/2KRT011/012/013/014/512MA 3 6 4 2 3 1 KRT028MA KRT032/033/034MA KRT513/514MA KRT001/002/003/004/510/904MA KRT901/904MA 9 2 12 2 10 2 通道数量 13 4 24 12 6 CM/GM 10 CCI 10 CD 10 CG 3

4 5 4 5 KRT016MA KRT011/012/013/014/512MA KRT009/017/041MA KRT018/019MA 2 9 6 4 3.2.2 KRT系统设计缺陷

①大亚湾电站的KRT系统采用分散布置，集中处理的结构模式，现场探测器采集的测量信号经测量箱转化为频率脉冲，送到位于集中机柜内的集中处理组件，进行处理、计算和显示。这种系统结构模式已经被实践证明是较为落后的系统结构模式，现场至集中处理组件之间的脉冲在频率较低时极易受到干扰（KRT系统多数通道在正常运行期间脉冲频率都比较低，有的为10－2Hz）。目前较为先进的系统结构模式是分布式处理模式。

②KRT008MA高放射性报警

KRT008MA自电站投产以来一直存在着瞬发“高放射性”异常报警信号的问题，每次误报警持续的时间从几分钟到半小时不等，读数最高可以超过二级报警阈值。KRT008MA误报警的原因，厂家反馈认为是大亚湾核电站核岛内氡的水平过高，当每次自动更换取样滤纸后由于滤纸上氡气子体放射性的突变使测量值上升并触发报警。但是通过对该通道报警的长期跟踪和调研，发现有时KRT008MA自动走纸后并未引起测量值的突变和触发报警，而有时出现报警时KRT008MA也未更换滤纸，这与厂家的判断结论大为不同，这说明氡本底高和自动换纸不一定就是造成误报警的根本原因。厂家接到我方的信息后也无法解释这一现象，不能给出真正的根本原因。同时厂家也坦诚KRT008MA对于氡的补偿设计存在缺陷，在现有设备的基础上无法解决误报警的问题。

③KRT016/017/021MA误报MF故障

KRT016MA经常“MF”故障报警。通过长期跟踪和统计，发现KRT016MA “MF”故障报警出现的时间大都是环境人员取样操作完后几小时到几天不等，直接原因是测量腔内压差异常引起的。KRT016MA有一个可在一定范围内调节的测量腔，滤膜和碘盒均放在测量腔内。在测量腔的进、出气口上有一压力控制开关（设定值是5～50mbar，无显示功能）。只要测量腔内压力超出其设定值范围时，就会

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产生“MF”故障报警信号。在进行ETY、TEG排放前后，环境人员需要放置和取出样品，操作时必须对测量腔进行重新安装，由于无压力显示，对测量腔安装程度全凭感觉（有时会漏气），这就造成更换KRT016MA样品时，经常产生“MF”故障的根本原因。

KRT016MA测量腔进水。KRT016/017/021MA通过取样管采集经烟囱（1号机取样口位置：51.45m；2号机取样口位置：51.25m）排出的DVN废气，对废气进行放射性测量。自1993年投入运行以来，已有多次发现KRT016MA内的滤纸被打湿的记录，而这些事件相同的背景是“暴雨过后”。经过分析，有两种可能的原因，一是KRT016/017/021MA取样管的取样口开口向下，正常情况下雨水不会进入管内，由于烟囱（高度62.3m,直径3m）无顶盖，016MA取样口离烟囱口10m，开口处有一定的负压，在暴雨等其它适合的气候环境条件下，雨水被吸入取样管线；二是因暴雨等其它适合的气候环境条件，高湿度气体进入KRT016MA取样管线后被凝结成水，进入测量室。这两种可能都是设备的设计缺陷。

④KRT032/033/034MA闪发MF故障

大亚湾核电站KRT004AR机柜多次闪发“MF”故障报警，每次持续3秒。KRT004AR机柜上安装有11个通道的数据处理率表，任意一个通道的MF故障报警信号在主控制室都是显示同一个MF故障信号，为了判断闪发故障报警的通道，在KRT004AR机柜上加装2台8路记录仪，记录11个通道的故障报警信息。经过一个月的监控，发现KRT032MA的N-16、总γ通道，KRT033MA的N-16通道，KRT034MA的总γ通道闪发MF故障报警。由于每次故障信号都是闪发3秒，而数据处理率表INR MV51显示的数据是每3秒采集一次（测量箱内CPU板传输），初步判断故障是通讯问题。更换KRT032/033/034MA测量箱内的CPU板后，通道无报警出现，但是每隔4-6个月，又会出现一次3秒故障，厂家也无法解决。

⑤KRT036MA设计缺陷

KRT036MA采用差分电离室探头通过自动、连续地监测从七个区域取样的气体的β放射性，从而判断各个区域内系统或设备的泄漏状况。通道设计有9个支路组成（可根据系统要求设定测量支路数量），各支路的测量通过电磁阀动作来进行切换。电磁阀每隔5分钟动作一次——即35（40）分钟完成所有支路的测量。KRT036MA设计缺陷较多，简述如下：

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通讯故障（TF故障）：在就地信号处理单元出现通讯故障但显示正常，在集中机柜出现处出现通讯故障和MF故障, 显示窗只显示一个小数点。故障原因是KRT036MA现场温度较高，就地信号处理单元运行产生的温度又高，导致就地信号处理单元运行不稳定。目前大亚湾核电站都通过打开机柜的方法来增加散热。

380V电源倒列时KRT036MA出现的故障：

——取样泵停运、电磁阀全部失电，支路分支流量为0，信号处理单元

相应流量故障报警全出，380V电源倒列成功后，取样泵自动启动，流量故障信号消失，主控无故障信号。KRT036MA是由两路不同的供电系统供电，KRT036MA取样泵及电磁阀（变压到交流48V）由380V供电（LLC），而036MA的测量部分和数据处理部分为220V供电（LNE）。每次380V电源倒列过程只对380V倒电，倒电时取样泵停运、电磁阀全部失电，支路分支流量为0，开关流量计、压力开关发出故障信号，信号处理单元相应流量故障报警全出。但因为故障信号发出有10秒的延时，因而若倒电成功且时间短于10秒,则取样泵自动启动，流量故障信号立即消失，主控无故障信号。

——380V电源倒列后各支路测量数据归零，当泵重新启动后测量重新

开始，主控表现为各支路记录仪数据归零，经过一个测量周期后恢复正常测量（约40分钟左右）。因倒电时泵停运，各支路流量为零，各支路测量数据会归零，当泵重新启动后测量重新开始，在主控就表现为各支路记录仪归零，经过一个测量周期后完全恢复正常测量（约40分钟左右）。

——380V电源倒列偶尔会触发通道电磁阀故障、流量故障报警，主控

有报警信号。该现象自通道投运以来就有，是通道的设计原因，从通道本身来说通道无故障。KRT036MA的测量部分和数据处理部分为220V供电（LNE），不受倒电影响而正常工作，其中电磁阀的动作（每5分钟）由现场的就地信号处理单元控制，但当电磁阀要进行动作时恰遇倒电（电磁阀无电），则处理单元就判断为电磁阀故障，现场就表现为某支路的电磁阀故障，同时通道跳转倒下一支路继续测量，此时主控室会出现KRT036MA电磁阀故障报警，但当通道再次扫描到该支路时，因电磁阀已供电正常，故故障消失，主控报警自动消失，若倒电时没有电磁阀动作则无此现象。

——380V电源倒列时造成KRT036MA的取样泵无法自动启动。倒电时电

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源无法在通道延时时间（10s）之内恢复，或因为取样泵的原因通道无法在延时（10s）之内恢复测量流量，导致流量、压力开关报警而泵停运。

⑥KRT051/052/053/053/055/501/502MA闪发放射性高报警

KRT051/052/053/053/055/501/502MA闪发放射性高报警是长期困扰电站的问题，而且这种情况在调试的过程中就已经出现了。故障现象为短时间瞬发放射性高报警，报警持续时间经常为几秒钟，且报警难以捕捉。针对该问题，曾经召开多次技术讨论和论证，认为是设计缺陷问题。这些通道的电离室设计上没有前置放大器，放射性射线产生的电流信号在10E-13A的数量级，非常容易受到环境的干扰，而且这些通道的环境情况都非常的恶劣，并且探测器距离测量盒较远。实践证明，在现场轻轻触碰探头的电源和信号连接线，通道就产生放射性高报警；通道附近较大震动也会导致放射性高报警。

3.2.3 KRT系统技术落后，可靠性低

①现有设备采用扣除事先设定的固定本底值的方法来消除本底对测量的影响，不能实时扣除放射性本底。

第一代KRT测量通道采用扣除事先设定的固定本底值的方法来消除本底对测量的影响，而事实上放射性本底是在不断的变化。在本底快速变化时，容易导致通道的测量信号发生较大的波动，并且会直接导致通道触发MF故障报警。

②部分测量通道的测量下限偏高，不利于放射性泄漏事故的早期诊断。 近年来，随着电站运行技术和辐射防护技术的不断提高，其工艺和排放介质中的放射性水平不断降低，很多在正常运行时被测水平已经低于原先规定的设备探测下限。另外辐射探测技术的发展和设备的制造水平的提高，也为降低设备的探测下限提供了可能。

目前对于核电站辐射监测通道的测量下限的要求主要是源于美国RG1.97标准，RG1.97中对于电站工艺和排放的气体和液体的放射性监测，其探测下限的要求均为10－6μCi/cm3，相当于3.7×104Bq/m3。但RG1.97标准的最新版本（第3次修订版）为1983年版，距今已20多年。目前国内新建的田湾核电站，其液体和气体介质的探测下限已经降低到3.7×103Bq/m3，岭澳二期核电站的KRT设备招标文件中，对这些设备的探测下限也相应提高了要求。气体活度监测道

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KRT009/017/041MA，其原探测下限为3.7×104Bq/m3,现在要求这些通道达到3.7×103Bq/m3左右；KRT036MA原探测下限为3.7×105Bq/m3，现在为了便于查漏要求测量下限达到3.7×104Bq/m3。

目前大亚湾核电站的KRT032/033/034MA探测下限为0.5L/H,而国际上该类通道的测量下限已普遍降为0.1L/H。国际经验表明，蒸汽发生器一旦发生小泄漏，其破损的发展速度很快, 小泄漏故障的迅速发展可能很快演变成事故。PRE-OSART专家建议我们将KRT032/033/034MA的测量下限降到0.1L/H以提升对蒸汽发生器传热管泄漏监测事故的监测水平。

③部分测量通道的环境取样装置与测量装置安装在同一管线，取样时对通道的正常测量造成影响，造成大量的通道不可用。

现在，大亚湾核电站的KRT008/009/028MA、KRT016/017/021MA的环境取样装置与测量装置安装在同一取样管线。环境科工作人员在取氚、惰性气体样品时，停运上述通道的取样泵，打开测量装置取样，从而导致上述通道的不可用，甚至部分通道在停泵瞬间会闪发一级放射性高报警。长期在上述测量通道上停泵取样，由于气流的冲击，还会导致差分电离室探头、压力开关、指示仪表的性能大幅下降。

④部分监测通道不符合国家环保部门近年来提出的新要求。

国家新版的环境法规《辐射环境监测技术规范－HJ/T61 2001》已经明确要求对气态流出物中的14C取样监测。目前，大亚湾核电站尚无C14的取样监测装置，不能满足规范要求。

⑤测量通道数据获取方式落后，不利于故障原因的分析、判断。 目前大亚湾核电站的辐射监测系统的80多个通道的测量结果仅有电气厂房的15.5米控制机柜上的实时显示，除少部分通道送KIT、记录仪外，系统不能储存通道的历史测量数据，相关通道的历史测量数据只能采用每天一次手工抄录的方式获取，不便于掌握各通道的测量数据的历史变化趋势，不便于故障分析及判断。Pre-OSART 检查团也指出了这一不足之处。

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4 改造方案

为解决大亚湾核电站辐射监测系统固有缺陷，彻底解决辐射监测系统的备件问题，提升系统运行的稳定性、可靠性、先进性，我们将采用最优化的结构、先进可靠的辐射监测设备、稳定的数据采集处理系统对现在的辐射监测系统进行全面的升级改造。现在大亚湾核电站的辐射监测系统结构见图4-1，监测通道共有80个，结构简图中只画出一个通道以作示意。

图4-1 大亚湾核电站辐射监测系统结构简图

4.1 KRT系统改造目标

大亚湾核电站的KRT系统通过技术改造后，预计达到如下目标： ①彻底解决KRT系统的备件供应问题

②提高系统的可靠性，降低故障和误报警发生的几率 ③提高设备的技术性能

④增强系统的信息显示和输出功能，便于设备运行维护

4.2 KRT系统改造原则

改造方案遵循以下原则： ①改造一次规划，分步实施

②改造对电站正常运行产生的影响尽可能少

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③所有设备的安全功能不降低 ④尽量减少现场的安装、调试工作量

⑤所有与外部接口尽量保持不变，包括与土建、工艺管道设备、主控制室、过程计算机系统、电气系统等的接口

⑥在保证通道运行稳定的基础上可以考虑借鉴岭澳二期的设计，便于将来维护和备件共享。

4.3 方案：保留就地处理装置到15米集中机柜的传输电缆

大亚湾核电站的辐射防护监测系统采用分散布置，集中处理的结构模式，现场探测器采集的测量信号经测量箱转化为频率脉冲，送到位于15米集中机柜内的数据处理组件进行处理、计算和显示。大亚湾核电站有80个测量通道，探测器、测量盒分布在电站的各个不同的高度、不同的房间内，从15米集中机柜到就地的1根粗电缆内有2根传输220V电源的专用电缆线、有1根传输频率脉冲的同轴屏蔽电缆、有3-5根传输开关量的细电线，这根电缆比较长，并且有的安装在防火封包内，具体传输起点位置和长度见表4-1。

表4-1 大亚湾核电站辐射监测系统电缆长度表

通道 KRT001MA KRT002MA KRT003MA KRT004MA KRT005MA KRT006MA KRT007MA KRT008MA KRT009MA KRT010MA KRT011MA KRT012MA 1号机位置 NA213 NB294 NB294 NB294 NE360 NE361 1MX W225 W226 NC427 R720 R740 2号机位置 到集中机柜的走线长度（米） NA223 NB294 NB294 NB294 NF362 NF363 2MX W265 W265 ND472 R760 R780 28

199 186 181 175 183 173 229 144 127 153 46 24 KRT013MA KRT014MA KRT015MA KRT016MA KRT017MA KRT018MA KRT019MA KRT021MA KRT022MA KRT023MA KRT026MA KRT028MA KRT032MA KRT033MA KRT034MA KRT036MA KRT041MA KRT051MA KRT052MA KRT053MA KRT054MA KRT055MA KRT501MA KRT502MA KRT505MA KRT508MA KRT509MA KRT510MA KRT511MA K713 K713 NC472 NB523 NB523 W707 W812 NB523 R711 R741 NA293 W226 W633 W635 W634 NA742 W413 K010 K011 K012 K013 K016 NB283 NB281 NB294 ND470 ND403 ND236 ND468 K756 K756 NC472 NB764 NB764 W744 W843 NB764 R711 R781 NA293 W265 W673 W674 W675 NB524 W453 K050 K051 K052 K053 K056 255 239 165 137 123 33 45 135 55 61 104 144 58 58 58 59 199 238 205 191 203 234 73 60 111 168 148 111 158 29

KRT512MA KRT513MA KRT514MA KRT901MA KRT902MA NF266 -- -- QA201 QB201 146 -- -- 345 450 大亚湾核电站两机组就地到15米机柜电缆共长11408米。此外，还有相同长度的放置这些电缆的托盘。

4.3.1方案A

方案改造要点： ①更换探头

②更换测量盒为就地数据处理、显示单元

③更换数据处理单元INR为新型号的INR-EX（集中控制柜中） ④更换探头与就地数据处理、显示单元间的电缆 ⑤更换就地数据处理、显示单元与连接盒之间的电缆 ⑥增加计算机数据采集系统

现在设备生产厂家提供的设备探测器、就地数据处理显示单元和附属取样管线基本上都整合在一起，固定安装在就地。方案A示意图见图4-2，红色部分为改造部分。

就地 电气厂房 远程显示 单元 探头 信号处理显示单元 连接盒 开关量 开关量信号（故障报警、一级、二级报警）模拟量 模拟量信号送主控室记录仪、KIT 数采系统 RS485 15．5米 集中机柜 图4-2 大亚湾核电站辐射监测系统改造方案A示意图

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方案中集中机柜与就地间的电缆可重新使用，机柜与就地之间不需要敷设新电缆，可以减少现场施工工作量，缩短施工工期、以及减少电缆采购及施工费用。

方案中集中机柜到就地间的电缆设计使用期限为40年，大亚湾电站已经运行14年，预计还可以使用20年。

方案中新型数据处理显示单元INR-EX是原厂家专门开发的，用于替代原数据处理显示单元INR的。施工时，只要从机柜中取出INR，在原位置插入INR-EX即可，15米控制机柜中的接线不需要任何修改，可以缩短施工工期、降低施工风险和难度。

方案中的新型数据处理显示单元INR-EX不是必需部件，它的功能就地数据采集显示单元都有，但是它处于信号传输的关键路径上，这增加了通道测量回路的故障点。

方案中的新型数据处理显示单元INR-EX采购费用昂贵，并且在实际使用中发现该设备和就地信号处理单元采用RS485通讯时易导致通道闪发故障报警。

方案中的新型数据处理显示单元INR-EX是法国MGP公司专门设计用于核电站辐射监测系统升级改造的。它设计有RS485输出端口，可以将信号传输给计算机数据采集系统，但是它有随时有停产风险。

方案中集中机柜的数据处理显示单元采用法国MGP公司生产的INR-EX，不利于通道设备选型。

4.3.2 方案B

方案改造要点： ①更换探头

②更换测量盒为就地数据处理、显示单元

③更换数据处理单元INR为新型号的远程显示单元（集中控制柜中） ④更换集中控制柜中的端字排（与远程显示单元相匹配） ⑤更换探头与就地数据处理、显示单元间的电缆 ⑥更换就地数据处理、显示单元与连接盒之间的电缆 ⑦增加计算机数据采集系统 方案B示意图见图4-3。

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方案中集中机柜与就地间的电缆可重新使用，机柜与就地之间不需要敷设新电缆，可以减少现场电缆敷设的施工工作量、缩短施工工期、以及减少电缆采购及施工费用。

方案中集中机柜到就地间的电缆设计使用期限为40年，大亚湾电站已经运行14年，预计还可以使用20年。

方案中的远程显示单元RDU采购费用比较便宜，RDU和就地的通信有2种方式，一种是采用RS485通讯，一种是0～20mA（或4～20mA）电流环通讯。

方案中采用远程显示单元代替数据处理显示单元，机柜内要更换接线端字排，更换时整个机柜需要断电，大多数KRT测量通道均有时间窗口限制，在机柜内施工风险较大。

方案中远程显示单元设计有RS485输出端口，可以将信号传输给计算机数据采集系统。

方案中的远程显示单元不是必需部件，它的功能就地数据采集显示单元都有，但是它处于信号传输的关键路径上，增加了通道测量回路的故障点。

方案中的远程显示单元与岭东核电站的远程显示单元一致（岭东核电站集中控制机柜中使用的是RDU），便于减少库存备件的种类、数量和费用。

就地 电气厂房 远程显示 探头 信号处理显示单元 连接盒 单元 开关量 开关量信号（故障报警、一级、二级报警）模拟量 模拟量信号送主控室记录仪、KIT 数采系统 RS485 15．5米 集中机柜 图4-3 大亚湾核电站辐射监测系统改造方案B示意图

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4.3.3 方案C

方案改造要点： ①更换探头

②更换测量盒为就地数据处理、显示单元 ③更换探头与就地数据处理、显示单元间的电缆 ④更换就地数据处理、显示单元与连接盒之间的电缆 ⑤增加计算机数据采集系统 方案C示意图见图4-4。

就地 电气厂房 探头 信号处理显示单元 连接盒 数采系统 开关量信号（故障报警、一级、二级报警）模拟量信号送主控室记录仪、KIT 15．5米 集中机柜 图4-4 大亚湾核电站辐射监测系统改造方案C示意图

方案中机柜与就地间的电缆可重新使用，机柜与就地之间不需要敷设新电缆，可以减少现场电缆敷设的施工工作量、缩短施工工期、减少电缆采购及施工费用。

方案中集中机柜到就地间的电缆设计使用期限为40年，大亚湾电站已经运行14年，预计还可以使用20年。

方案中集中控制柜中采用集中数据处理系统，机柜内要重新布线。改造时需要在集中机柜旁布置PC机和通讯组件，等机柜内所有通道都改造完成后，一次性移入原集中机柜中。

方案中集中控制柜中采用集中数据处理系统，但是1E级通道根据设计要求需要硬接线，机柜内要安装远程显示单元，信号从远程显示单元直接输出到主控制室和继电器架，同时远程显示单元可以通过RS485端口把信号输往集中数据处理系统。

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方案中集中控制柜中采用集中数据处理系统，现在国内运行核电站使用的辐射监测系统的稳定性不高。国内新建电站大多已采用集中控制系统，但是国外提供的集中数据处理系统目前暂无实际使用经验。

4.4 方案：敷设就地处理装置到15米的传输电缆

4.4.1方案D

方案改造要点： ①更换探头

②更换测量盒为就地数据处理、显示单元 ③更换探头与就地数据处理、显示单元间的电缆 ④更换就地数据处理、显示单元与连接盒之间的电缆 ⑤更换就地数据处理、显示单元与集中控制机柜之间的电缆 ⑥增加计算机数据采集系统 方案D示意图见图4-5。

图4-5 大亚湾核电站辐射监测系统改造方案D示意图

方案中将探头和机柜间的开关量信号（故障报警、一级报警、二级报警）、模拟量信号（4－20mA送主控室记录仪、KIT记录）、电源信号（220V）、数据通讯信号[0～20mA（或4～20mA）电流环]分别用新敷设的控制电缆、测量电缆、电源电缆及通讯电缆传输。由于通道分布在整个电站的各个位置，电缆路径各不相同，改造要铺设新电

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缆45600多米和至少3倍的新电缆托盘，施工工作难度、工作量大。

方案中取消数据处理单元INR，控制机柜内需进行接线修改，接线修改期间相应机柜断电，会造成整个机柜内的KRT通道不可用，且机柜内施工难度较大、施工窗口紧张。

方案中取消数据处理单元INR，可以简化通道的组成结构，减少单个通道的故障点，节省部分改造费用。

方案中集中机柜到就地的电缆全部重新铺设新电缆，可以不用考虑在通道设计运行年限内（设计使用年限40年）因电缆设计寿命（大亚湾最多还有26年）到期而进行改造。

4.4.2方案E

方案改造要点： ①更换探头

②更换测量盒为就地数据处理、显示单元 ③更换探头与就地数据处理、显示单元间的电缆 ④更换就地数据处理、显示单元与连接盒之间的电缆

⑤增加就地数据处理、显示单元与集中控制机柜之间的一条信号传输电缆 ⑥增加计算机数据采集系统 方案E示意图见图4-6。

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