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(guī)電廠的主要區(qū)別在于前者存在放射性釋放的風(fēng)險。為確保核電廠工作人員免受放射性物質(zhì)的照射， 在核電廠設(shè)計中，考慮了在核反應(yīng)堆放射性物質(zhì)與周圍環(huán)境間設(shè)置了多重屏障。

廠房輻射監(jiān)測系統(tǒng)（KRT）用于監(jiān)測核電廠中各個系統(tǒng)、各個廠房出現(xiàn)的或潛在的放射性危險。KRT 系統(tǒng)設(shè)備可能發(fā)生故障或人員操作失誤導(dǎo)致KRT 系統(tǒng)不能實現(xiàn)其監(jiān)測功能。 核安全監(jiān)督部門對KRT 系統(tǒng)設(shè)備維修和試驗執(zhí)行情況進(jìn)行監(jiān)督。 本文以秦山第二核電廠（簡稱秦二廠）1 號機(jī)組廠房輻射監(jiān)測系統(tǒng)為例， 對廠房輻射監(jiān)測系統(tǒng)監(jiān)督管理問題進(jìn)行分析研究，以改進(jìn)和完善核安全監(jiān)督管理，促進(jìn)廠房輻射監(jiān)測系統(tǒng)的功能完好得到保證。

1 KRT 系統(tǒng)簡介

秦山第二核電廠廠房輻射監(jiān)測系統(tǒng)有以下功能：（1）輻射安全監(jiān)測及時發(fā)現(xiàn)工作場所放射性輻射水平的異常變化。 （2）排出流監(jiān)測連續(xù)監(jiān)測廢水，廢氣排出流中的放射性活度水平。（3）屏障監(jiān)測連續(xù)監(jiān)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(tǒng)壓力邊界等屏障的完整性， 防止放射性物質(zhì)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(tǒng)由多個位于核電廠主要廠房內(nèi)的固定監(jiān)測通道組成。KRT 監(jiān)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(nèi)區(qū)域γ 劑量率測量等。 KRT 系統(tǒng)有些監(jiān)測通道屬于事故后監(jiān)測系統(tǒng)（PAMS）通道，在事故情況下輔助運行人員分析和監(jiān)視事故以及控制放射性物質(zhì)向外釋放。KRT 系統(tǒng)PAMS 通道有蒸汽發(fā)生器排污水γ 活度監(jiān)測通道（1KRT002/003MA）、煙囪低量程惰性氣體β 活度監(jiān)測通道（1KRT017MA）等。

KRT 監(jiān)測系統(tǒng)設(shè)備要定期檢查， 并對安全相關(guān)監(jiān)測通道定期測試。 KRT 系統(tǒng)定期試驗項目內(nèi)容包含：報警閾值檢查、報警功能試驗、通道報警聯(lián)動功能試驗、通道計數(shù)評價、系統(tǒng)運行狀態(tài)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(tǒng)監(jiān)督管理問題分析

2.1 KRT 系統(tǒng)核安全監(jiān)督管理主要內(nèi)容

核安全監(jiān)督部門主要依據(jù)“運行技術(shù)規(guī)格書”及“安全相關(guān)系統(tǒng)定期試驗要求”對KRT 系統(tǒng)進(jìn)行監(jiān)督。

在各種運行狀態(tài)下，核安全監(jiān)督需要檢查KRT 系統(tǒng)運行情況、定期試驗執(zhí)行情況是否滿足相應(yīng)的規(guī)定和要求。 具體的，關(guān)注KRT 系統(tǒng)的運行情況，對監(jiān)測通道出現(xiàn)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(xiàn)，并檢查運行部門是否按照要求記錄相應(yīng)通道的設(shè)備不可運行。 檢查KRT 系統(tǒng)定期試驗是否按照要求周期執(zhí)行，以及試驗結(jié)果是否符合驗收準(zhǔn)則。 對不合格試驗項目進(jìn)行跟蹤，督促執(zhí)行部門及時處理故障缺陷，并及時重新執(zhí)行試驗。有些不合格試驗中，故障缺陷暫時無法處理，試驗結(jié)果不能滿足要求，導(dǎo)致監(jiān)測通道不可運行，必須記錄相應(yīng)的設(shè)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(tǒng)核安全監(jiān)督管理需注意細(xì)節(jié)分析

在開展KRT 系統(tǒng)相關(guān)試驗或維修工作以及核安全監(jiān)督管理過程中，對一些準(zhǔn)則、規(guī)定要求的理解把握可能會不太準(zhǔn)確，從而對核電廠運行、維修工作的開展造成一定影響，或?qū)穗姀S機(jī)組的安全水平構(gòu)成潛在影響。

對于KRT 監(jiān)測通道可運行性的要求應(yīng)該包含取樣系統(tǒng)、 探測部件、電氣箱、就地顯示報警箱、安裝在集中機(jī)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(jiān)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(tǒng)管道。

KRT 系統(tǒng)設(shè)備發(fā)生隨機(jī)不可運行事件后的運行規(guī)定，其中有些條目的說明及補(bǔ)充要求可能不太注意， 對工作計劃的安排產(chǎn)生影響，或是設(shè)備不可運行信息記錄不太準(zhǔn)確。主要是有些同類的監(jiān)測通道作為一組監(jiān)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(dāng)安全殼內(nèi)發(fā)生事故時， 安全殼隔離信號使一些系統(tǒng)閥門關(guān)閉，導(dǎo)致KRT 監(jiān)測通道失去作用。安全殼隔離信號（階段A）使安全殼空氣監(jiān)測系統(tǒng)閥門關(guān)閉，導(dǎo)致1KRT008/009/028MA 監(jiān)測通道的取樣空氣被切斷，這三個監(jiān)測通道的測量結(jié)果再不能代表安全殼內(nèi)空氣活度。安全殼內(nèi)空氣活度只能由1KRT022/023MA 監(jiān)測通道給出。 安全殼隔離信號（階段A）使化學(xué)和容積控制系統(tǒng)閥門關(guān)閉，導(dǎo)致1KRT001MA 監(jiān)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(jiān)測通道給出。 安全殼隔離信號（階段B）使蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)閥門和堆冷卻劑取樣管道閥門關(guān)閉， 導(dǎo)致1KRT002/003MA 和1KRT026MA 等監(jiān)測通道的結(jié)果不再有代表性。

當(dāng)主蒸汽管道閥門關(guān)閉時，1KRT032/033MA 監(jiān)測通道的測量結(jié)果不再有代表性。

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

2.3 KRT 系統(tǒng)核安全監(jiān)督管理問題分析

運行技術(shù)規(guī)格書中KRT 系統(tǒng)設(shè)備發(fā)生隨機(jī)不可運行事件后的運行規(guī)定，其中有些條目描述不是很清楚明確，在實際執(zhí)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(fā)生不可運行，是否需要記錄相應(yīng)的設(shè)備不可運行。本文認(rèn)為，這兩個通道任何時候發(fā)生不可運行， 都需要記錄相應(yīng)的設(shè)備不可運行，因為根據(jù)可運行性的定義“可運行設(shè)備不一定處于在役狀態(tài)。 ”

運行技術(shù)規(guī)格書規(guī)定，在0KRT 901/902 MA 不可運行時，相應(yīng)的廢液在手動取樣分析合格后也可以排放， 但國內(nèi)某一核電廠規(guī)定，在0KRT 901/902 MA 不可運行時，禁止相應(yīng)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(guī)定液位范圍之后，停止接收，關(guān)閉入口閥，儲存一段時間，經(jīng)過取樣合格后可以擇機(jī)排放。 因此，本文認(rèn)為在0KRT 901/902 MA 不可運行時， 相應(yīng)的廢液在手動取樣分析合格后也可以排放是可取的。

3 結(jié)論

核安全監(jiān)督部門對輻射監(jiān)測系統(tǒng)運行和維修工作過程中可能出現(xiàn)的失誤，加強(qiáng)監(jiān)督管理；對核安全監(jiān)督管理過程中容易忽略的細(xì)節(jié)加以注意；以及對存在的問題進(jìn)行分析研究并統(tǒng)一完善，可以進(jìn)一步提高KRT 系統(tǒng)設(shè)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(hù)的現(xiàn)狀和趨勢[J].輻射防護(hù)通訊,2000,20（4/5）：58-61.

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