HTR-PM工艺及出水辐射监测系统设计

蒋兴福，杜林宝，杨明晓，宋 怡

(1.中核武汉核电运行技术股份有限公司，湖北 武汉 430074；2.成都理工大学，四川 成都 614000)

辐射监测系统是为核电站及其周围环境提供辐射条件和保证辐射安全的重要而不可缺少的系统。辐射监测系统的主要功能是持续提供选定工艺、区域和废水的辐射水平，这有助于操作员评估电厂状况并采取适当措施。此外，它还可以启动某些区域的警报，并启动某些安全功能，以保护公众和电厂人员的健康和安全。一般来说，辐射监测系统可分为五个部分：工艺辐射监测系统、区域辐射监测系统、出水辐射监测系统、人员辐射监测系统和环境辐射监测系统。

根据10 MW高温气冷堆(HTR-10)、Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor(AVR)和THTR的技术和经验，在山东省荣成市石岛湾设计建造了高温气冷堆球床组件(HTR-PM)，这是一个模块化高温气冷堆示范电厂。高温气冷堆(HTR-PM)是一种新型的小型反应堆，由2个热功率为500 mW、电输出为200 mW的反应堆模块组成

本文介绍了高温气冷堆工艺及出水辐射监测系统的详细设计，并与压水堆工艺及出水辐射监测系统进行了比较。文中还讨论了高温气冷堆源项的计算结果、事故后监测通道的设置以及辐射监测技术的发展。

1 HTR-PM工艺及辐射监测系统设计

在HTR-PM中，工艺和废水辐射监测系统包含9个子系统，分别是：(1)一回路工艺监测系统；(2)乏燃料工艺监测系统；(3)放射性固体废物工艺监测系统；(4)放射性液体废物工艺监测系统；(5) 放射性粉尘取样系统；(6)重要区域空气放射性监测系统；(7)工艺和流出物监测系统的压缩空气辅助系统；(8)气体流出物监测系统和；(9)液体流出物监测系统。前7个子系统属于过程监控系统，用于获取相关过程系统的放射性水平，以确保它们处于正常状态。此外，根据气体和液体过程的放射性浓度数据，可以确定燃料元件的失效，以及从或进入特定过程系统的释放。而后两个子系统属于污水监测系统，用于监测排放浓度、关键核素和群核素的排放特征，进而计算排放总量。在HTR-PM工艺及出水辐射监测系统的设计中，可以通过监测某一区域的空气放射性浓度来检测工艺管道的排放量，从而保护电厂人员的安全，实现区域辐射监测的功能互补。

HTR-PM工艺及出水辐射监测系统可提供选定工艺、区域和出水的放射性数据，并在相应位置设置监测通道。下面将介绍每个子系统的详细设计，包括目的、组成和特点。

1.1 起始回路过程监控系统

一回路的过程监控系统如图1所示。在此，我们仅作简要说明。该系统的目的是监测一回路冷却剂的辐射状况，从而提供有关氦净化系统运行状态的信息，并推断反应堆堆芯中燃料元件的总体损坏率。

在HTR-PM中，它由5部分组成：(a)一回路的连续总γ放射性监测通道；(b)一回路的间歇总β放射性监测通道；(c)一回路氦的常规γ能谱分析通道；(d)H-3和c-14的常规取样和分析通道；和(e)用于储气罐的总β放射性监测通道。监测通道的相对位置如图1所示。

a1、a2为连续总γ放射性监测通道；b1、b2、b3为间歇总γ放射性监测通道；c1、c2、c3、c4为常规γ能谱分析通道；d1、d2、d3为H-3、C-14常规采样分析通道

1.2 消耗燃料过程监控系统

消耗燃料过程监测系统是为探测高温气冷堆乏燃料厂房内某些区域或工艺系统中的放射性物质而设计的。它由4部分组成：(a)乏燃料厂房内负压通风系统的连续总活性监测通道，带有惰性气体监测器；(b) 乏燃料贮存室余热排出系统的间歇式总放射性监测通道，惰性气体通过定期切换电动阀进行监测；(c)乏燃料厂房内负压通风系统的气溶胶和碘监测通道，乏燃料贮存室和乏燃料操作室的余热排出系统；(d)乏燃料贮存室余热排出系统的H-3和C-14取样通道。在通风管道上设计了一些预留孔，以便用移动设备对气体中的气溶胶和碘进行取样，结果如图2所示。

1-反应堆堆芯；2-侧反射器和碳热屏蔽；3-堆芯围筒，4-反应堆压力容器；5-蒸汽发生器；6-蒸汽发生器容器；7-同轴气体管道；8-水冷板；9-鼓风机和；10-燃料排放管

1.3 放射性固体废物过程监测系统

放射性固体废物过程监测系统的设计目的是获取压缩固体废物、水泥固化废物和符合标准的200L垃圾箱的放射性水平。它由3部分组成：(a)固化前蒸发残液的β比活性和γ光谱分析；(b)压缩固体废物包装前的γ剂量率和α/β表面污染测量；(c)使用废物箱进行的测量，包括表面γ剂量率、距离废物箱1 m处的γ剂量率、表面α/β污染、单个核素的放射性和总放射性。基于测量数据的计算结果必须满足我国放射性废物管理和处置国家法规的要求。在该系统中，辐射监测仪器包括γ剂量率计、便携式α/β表面污染计和便携式LaBr3γ射线光谱仪。

1.4 放射性液体废物过程监测系统

放射性废液工艺监测系统的设计目的是获取废液处理系统二次蒸汽冷凝液的放射性水平，并对HTR/ PM相关系统中的液体进行取样。

它由2部分组成：(a)带在线低活度液体γ监测仪的监测水箱前的二次蒸汽冷凝液连续总γ活度监测通道；(b)疏水水箱、弱活度水池、低活度储水箱、泵出口的液体取样通道蒸发冷凝水、氦气辅助系统冷凝水收集储槽、设备冷却泵进口、事故蒸汽发生器放水两个储槽、余热排出系统补水排水6根管道，反应堆容器补水和排水的4根管道支撑冷却水系统，二次回路中的抽汽泵出口，具体如图3所示。

样品将被送到放射化学分析实验室，以获得有关核素种类、总活度和个别活度以及有关过程的活度浓度的信息。

1.5 放射性粉尘取样系统

根据高温气冷堆(HTR-10)和真空气冷堆(AVR)放射性粉尘采样的经验和实验结果，设计了一套类似的高温气冷堆(HTR-PM)放射性粉尘采样系统。对HTR-PM的放射性粉尘取样系统进行了说明。该系统的目的是获取高温气冷堆一回路中放射性粉尘的浓度、粒度分布、固体裂变和活化产物的种类和比活度等信息。

在HTR-PM的氦气净化系统入口处，设置了一个小型可拆卸取样过滤器，其中包含多个不同孔径的滤芯，如图3所示。它可以根据颗粒大小将放射性粉尘分离出来，拆卸下来进行进一步的测量。

图3 一次取样过滤器的外形和内部结构示意图

1.6 重点区域大气放射性监测系统

在某些地区，空气中的放射性物质在紧急情况下可能会上升，应加以检测和控制。即使在正常情况下，也应监测这些地区的空气放射性，以防人员受到辐射。

在HTR-PM中，它由5部分组成：(a)连续总计β惰性气体反应堆安全壳内部放射性监测通道β监视器；(b)间歇总计β一回路仪表室和燃料循环室的放射性监测通道采用扫描式取样管道集料单元；(c)间歇式总量β氦气净化室、气体取样分析室的活性监测通道、气体取样分析系统的通风柜和一回路的过程监测系统，带扫描式取样管道聚合单元;(d)连续总计β主控室新风入口惰性气体活性监测通道β监测器;(e)其他工艺设备室内的气溶胶和碘监测和取样通道，配备移动式气溶胶和碘监测器或移动式气溶胶和碘取样仪表，包括燃料处理循环主舱、氦气压缩机空气阀室、罗茨鼓风机空气阀室，加油缓冲管室、吊装隔离风阀室、一回路设备室、新燃料装车室。

在(a)部分中，对反应堆安全壳内部进行连续的总β放射性监测之后，负压通风系统管道中的气流随后被泵入气相色谱仪中，以测量氦浓度，这可以作为一种补充方法来检测一回路冷却剂的释放管。在(a)和(c)部分中，通风管道和相关房间中的一些预留孔用于移动设备的气体取样。在(d)部分中，主控室新鲜空气入口的连续总β活动监测通道是安全相关通道，可启动警报并启动紧急通风的安全功能。它们保证了主控室的宜居性，因此仪表被定义为安全级。

1.7 工艺和废水监控系统的压缩空气辅助系统

工艺和废水监测系统的压缩空气辅助系统设计用于为一回路的工艺监测系统、重要区域空气放射性监测系统以及气体取样和分析系统提供压缩空气。它有助于这些系统控制气动阀和清扫管道中的灰尘。

1.8 气体流出物监测系统

气体流出物监测系统用于监测高温气冷堆气体流出物的放射性水平,从而可以提供总释放量、释放浓度、主要核素种类、单个核素活度浓度等信息。

它由5部分组成：(a)烟囱气体流出物的连续气溶胶监测通道;(b)烟囱气体流出物的连续碘监测通道;(c)烟囱气体流出物的连续总β放射性监测通道;(d)气溶胶、碘和惰性气体的取样通道气体流出物中的气体;(e)气体流出物中H-3和C-14的取样通道。

(a)、(b)和(c)部分的功能可通过PING和NGM监视器来实现。在(d)和(e)部分，样品将被转移到放射化学分析实验室进一步的精确测量。与反应堆安全壳内部连续总活性监测通道的设计类似，来自烟囱的气体流出物的连续总活性监测通道是事故后监测通道，包括低量程惰性气体监测器和高量程惰性气体监测器。两者都被定义为安全等级。有2套PING和NGM仪器，可确保在正常运行、预防性维护阶段和事故后状态期间，对HTR-PM烟囱的气体流出物进行连续的总β放射性监测。

1.9 废液监测系统

液体流出物监测系统用于监测核岛和HTR-PM常规岛液体流出物的放射性水平。它由3部分组成：(a)连续的总和γ在线低活度液体监测水箱后排水管活度监测通道γ监测器;(b)放射性核素的液体取样通道，β总量和γ总数从两个监测水箱和(c)冷凝水精处理中和废水处理箱、二回路排放辐射监测水箱和含油废水调节箱中H-3活性测量的液体取样通道进行分析。

在(a)、(b)部分中，操作在核岛实施;而在(c)部分中，所有取样位置位于HTR-PM常规岛。采样频率可根据反应器的状态进行调整。如果反应堆在稳定运行阶段运行，采样频率可能较低，例如3天1次或1周1次。但是，当反应堆功率在短时间内发生变化或发生异常事件时，应增加采样频率。

2 讨论

HTR-PM工艺和废水辐射监测系统的设计取决于相关工艺系统、区域和废水中的源项。在压水堆和高温气冷堆中，所有系统、区域和废水的主要辐射源都来自核心活动。与压水堆不同的是，HTR-PM采用了球形燃料元件，其基体石墨材料中嵌入了TRISO涂层颗粒。TRISO包覆粒子的内核由直径为500 μm的UO制成，并由4个连续层包裹：厚度为90 μm的缓冲层、厚度为40 μm的内部热解碳层、厚度为35 μm的热解碳化硅层，厚度为40 μm的外层热解碳层重新计算了HTR-PM平衡堆芯的放射性产物总量为5.05×10Bq。对于主要裂变产物，稀有气体(氪和氙)的库存量为2.75×10Bq，碘同位素的库存量为2.00×10Bq，金属裂变产物(Sr-89、Sr-90、Cs-134、Cs-137和Ag-110m)的库存量为2.99×10Bq。一回路中的源项主要来自铀污染、TRISO包覆粒子和燃料元件释放的裂变产物以及堆芯的活化产物。HTR-PM一回路中的主要放射性核素是惰性气体、碘同位素、H-3和被金属核素吸收的气溶胶粒子。计算模型和方法与HTR-10相似。最近对HTR-10中放射性尘埃和辐照后石墨球的实验表明，Co-60是一回路中的重要核素。在HTR-PM中，在一回路附近探测器的辐射屏蔽设计中考虑了Co-60。

认为HTR-PM一回路中的放射性核素不能进入二回路，因为正常运行时一回路～7 MPa的压力远低于二回路～14.3 MPa的压力。然而，在高温下正常运行时，氚可以渗透到不锈钢管中，因此H-3成为HTR-PM主蒸汽管线的主要源项。这是二次回路样品只需以H-3活度浓度测量的原因。从AVR的研究来看，一回路受到粉尘固体裂变产物的严重污染，放射性粉尘被认为是降压事故的重要源项。为了研究HTR-10中的放射性粉尘，在起始回路中建立了取样回路。最近的实验表明，HTR-10一回路中存在放射性粉尘，但氦气中的粉尘浓度可能很低。进一步的分析正在进行中根据AVR和HTR-10的经验，设计了HTR-PM一回路放射性粉尘采样系统。希望能在一回路中采集粉尘样品，研究固体裂变和活化产物的输运行为，估计粉尘在高温气冷堆中的作用。

由于H-3和C-14对正常和事故环境及公众辐射剂量的影响，在核电站安全评价中越来越受到重视。HTGRs中的H-3和C-14主要来源于重核裂变反应和杂质活化反应。在HTR-PM的工艺和流出物辐射监测系统中，已经设置了许多通道对H-3和C-14进行取样和分析，包括一回路、二回路(仅考虑H-3)、乏燃料厂房以及气态和液态流出物(液态流出物中，C-14被认为不那么重要)。

在HTR-PM的工艺和流出物辐射监测系统中，以下通道属于安全等级：(a)氦净化系统入口一回路的连续总γ放射性监测通道，带有在线γ监测器；(b) 使用惰性气体监测器的反应堆安全壳内部的连续总活性监测通道；(c)使用PING和NGM监测器的烟囱气体流出物的连续总活性监测通道；(d)主控制室新鲜空气入口的连续总β活性监测通道，带有惰性气体β监测器。(a)、(b)、(c)通道属于事故后监测通道，最后一个通道与某一安全特性的启动有关；监控通道(a)和(d)是冗余的，包含两个相同的仪器；监测通道(b)和(c)包含低量程惰性气体β监测器和高量程惰性气体β监测器，以扩大测量范围。由于2个反应堆只有1个烟囱，1个反应堆的PING和NGM监视器可以作为另一个反应堆的替代。

辐射监测系统应安装固定仪表，并在控制室提供远程显示和警报。固定式仪器包括在线、在线和离线辐射监测仪可以提供定性信息并触发警报，而放射性核素定量分析通常需要人工取样过程。随着科学技术的发展，具有放射性核素分析功能的固定式辐射监测仪越来越多地被采用，在未来一定程度上可以代替人工采样和实验室分析。

3 结语

根据我国国家标准和ISO标准，结合压水堆和高温气冷堆的经验，设计了HTR-PM工艺和出水辐射监测系统。包括一回路过程监测系统、乏燃料过程监测系统、放射性固体废物过程监测系统、放射性液体废物过程监测系统、放射性粉尘采样系统、重点区域大气放射性监测9个子系统系统、工艺和流出物监控系统的压缩空气辅助系统、气体流出物监控系统和液体流出物监控系统。它包括惰性气体、固体裂变和活化产物、H-3、C-14以及相关工艺、区域和废水中放射性粉尘的放射性测量监测通道。介绍了高温气冷堆工艺及出水辐射监测系统的详细设计。简要介绍了HTR-PM的源项。并与压水堆的设计特点进行了比较，提高了对HTR-PM一回路放射性水平、相关工艺、区域和废水中H-3和C-14活度浓度以及一回路放射性粉尘的辐射监测能力。我们认为，目前的设计可以适用于HTR-PM评估核电站的辐射状况，保护公众和核电站人员的健康和安全。