0 引　言

目前我国正在大力发展海上浮动堆技术，该技术是海洋工程与核能工程相结合的应用，以海上平台搭载小型核电站的形式，可对外持续提供电力能源保障，有效解决海洋资源开发、岛礁建设等所需的能源需求。与陆上核电站相同，海上浮动堆在运行过程中会产生大量放射性物质，为此需设置多道屏障对其进行防护。为实时监测屏障的完整性和有效性以及保证人员的安全，设置了辐射监测系统。通过对浮动堆某些工艺过程和设备、工作区域、排出流的辐射监测，从辐射水平高低来判断设备是否有效和正常运行，区域辐射环境是否安全，防止任何超剂量事故的发生^[1]。

目前我国的海上浮动堆项目正处于研发阶段，还未形成相关的标准体系，其辐射监测系统主要在参考现有核电标准（HAD102，GB18871，EJ/T1180等）和核动力舰船相关标准（GJB843.5，GJB843.6等）的基础上，结合浮动堆的特殊要求和设计特点进行设计。海上浮动堆相较于陆上核电站，因其工艺系统布置结构紧凑、内部空间狭小、海洋环境条件恶劣等特点，对辐射监测系统的小型化、集成化、环境适应性等提出了更高的要求。

1 系统功能及组成设计

本研究针对分散式小功率压水堆辐射监测系统进行设计。辐射监测系统用于海上浮动堆正常运行、换料、维修和事故工况期间的辐射监测，为控制相关系统及各区域的辐射水平提供依据，为人员辐射安全、核动力装置运行安全、周边环境辐射安全提供一定保障。

海上浮动堆共搭载2座反应堆，分别布置在船中位置的2个安全壳内，2个安全壳则布置在堆舱内，安全壳与堆舱、堆舱与相邻舱室之间均设计一定压差，如此形成多道安全屏障。每个反应堆的一回路包括2个环路，分别配置2台蒸汽发生器，一回路相关的主管道、主泵、稳压器、离子交换器等均布置在安全壳内，在堆舱内2个安全壳后方设计有乏燃料贮存池，通过堆舱顶部的换料机构，可实现反应堆海上换料。

为达到系统功能集成的目的，在海上浮动堆设计中，与陆上核电站相比，将控制区出入辐射监测和个人剂量监测管理纳入辐射监测系统中，将放射性废物处理过程辐射监测纳入工艺辐射监测中，即将海上浮动堆中所有辐射监测功能均集成在辐射监测系统中。该辐射监测系统包括：工艺辐射监测系统、区域辐射监测系统、流出物辐射监测系统、控制区出入辐射监测系统和个人剂量监测管理系统等。此外，还需配置放射性分析实验室和便携式仪表，作为固定式在线监测仪表的补充，本文主要探讨固定式辐射监测系统的设计。

海上浮动堆的辐射监测系统能够快速、灵敏、可靠地反映整个浮动堆辐射情况的变化，预示早期的辐射事故状态，监测事故后的辐射水平，提供采取辐射防护措施的依据。通过对各种能直接评价辐射安全性能的辐射量的实时监测，当超过预定限值时给出报警信号，对报警原因进行分析和判断，并存储监测到的有关数据，为事故处理、追查事故原因、评价事故影响提供依据。

1.1 工艺辐射监测系统

该系统用于连续监测核动力装置各放射性屏障下游侧介质的辐射水平及其变化情况，显示并储存监测结果，当测量结果超过预定限值时能发出报警信号，并将报警信号送到相关系统，为评价核动力装置的安全运行状态提供一定依据。该系统下设5个监测子系统，分别包括：燃料元件破损监测系统、蒸汽发生器泄漏监测系统、设备冷却水污染监测系统、余热排出冷却器泄漏监测系统、放射性废物处理工艺监测系统。

燃料元件破损监测采用离线连续取样监测方式，通过取样管路系统使一回路冷却剂连续通过辐射监测设备，连续监测一回路冷却剂中的总γ剂量率以及典型裂变核素放射性浓度，因典型裂变核素只有在燃料元件包壳破损情况下才可能进入一回路冷却剂，采用该监测手段可准确并及时判断燃料元件包壳是否破损。

蒸汽发生器泄漏监测采用多种监测方式，包括：主蒸汽管道外¹⁶N在线监测、蒸汽发生器排污水离线连续取样监测、主抽气器排气管道嵌入式监测。主蒸汽管道¹⁶N监测采用¹⁶N监测设备在主蒸汽管道外进行直接测量，可给出蒸汽发生发生器的泄漏率；蒸汽发生器排污水监测采用取样管路系统使排污水通过辐射监测设备，连续监测蒸汽发生器排污水的总γ浓度，以判断蒸汽发生器传热管泄漏情况；主抽气器排气监测采用将监测设备嵌入排气管道内的测量方式，连续监测主抽气器排放气体的放射性浓度，为判断蒸汽发生器泄漏提供依据。

设备冷却水污染监测采用离线连续取样监测方式，通过取样管路系统连续取设备冷却水并测量其总γ浓度，以判断设备冷却水是否受到放射性污染。

余热排出冷却器泄漏监测采用离线连续取样监测方式，通过取样管路系统连续取余热排出冷却器二次侧海水并测量其总γ浓度，以判断余热排出冷却器是否泄漏。

放射性废物处理工艺监测包括放射性废气、废液处理过程监测和放射性固体废物转运监测。放射性废气采用离线取样监测方式，根据需求通过取样管路取废气测量其活度浓度；放射性废液处理过程监测采用离线连续取样监测方式，通过取样管路连续取放射性废液并测量其总γ浓度，为放射性废液处理系统运行提供依据；放射性固体废物转运监测通过在转运桶周围设置γ剂量率监测设备，监测转运桶表面剂量率是否满足转运条件。

1.2 区域辐射监测系统

该系统用于连续监测浮动堆舱室各区域中子、γ辐射强度及空气中惰性气体、气溶胶和碘的浓度及其变化情况，显示并存储监测结果，当测量结果超过预定限值时能发出报警信号，并将报警信号送到相关系统，为评价舱室辐射安全、是否需要采取防护措施提供依据。在核动力装置事故情况下，对安全壳内的高强度γ辐射进行连续监测，动态存储监测数据，向运行人员提供安全壳内辐射水平发展情况的信息，为采取防护措施、事故处理、评价事故的影响提供支撑。

中子辐射场监测采用生物等效中子监测设备对舱室中子剂量率进行监测，测点主要布置在安全壳周围舱室的壁面，布置时可考虑安全壳内各类水箱的位置，当水箱水位降低时，相应部位的中子剂量率将升高，该监测还可兼顾水箱失水监测。

γ辐射场监测包括：一般工作区域γ剂量率监测、主控室γ剂量率监测、安全壳事故后γ剂量率监测、换料中反应堆附近γ剂量率监测、甲板环境γ剂量率监测、停堆后安全壳内γ剂量率监测。通过采用不同性能的γ剂量率监测设备实现上述监测功能。

空气放射性监测包括：安全壳空气放射性监测、主控室空气放射性监测、控制区空气放射性监测。采用集成式气载放射性监测设备，监测设备上集成了气溶胶、碘、惰性气体测量功能。安全壳空气放射性监测通过取样管路从安全壳内空调系统取样测量，该监测还可反映一回路压力边界的泄漏情况；主控室空气放射性监测设备布置在主控室进风区域，监测结果用于评估主控室的可拘留性，当超过预定限值时发出报警并与通风系统联动，切换到应急通风；控制区空气放射性监测通过取样管路从控制区的不同部位取样测量，为人员辐射安全提供保障。

1.3 流出物辐射监测系统

该系统用于平台流出物排放过程中连续监测气态流出物和液态流出物的放射性浓度，当测量结果超过预定限值时能发出报警信号，并将信号送到放射性废物处理系统，为控制排放到环境中的气态和液态流出物总活度提供依据。

气态流出物监测包括：普通量程气溶胶、碘、惰性气体监测以及事故后高量程惰性气体监测。普通量程监测采用集成式气载放射性监测设备，通过等速取样头及取样管路系统对烟囱中的空气进行取样测量，在事故情况下切换到高量程惰性气体监测设备，对事故后的空气放射性进行监测。另外，还包括³H、¹⁴C的取样监测，取样装置并联在普通量程气载放射性监测管路中。

液态流出物监测采用离线连续取样监测方式，在液态流出物排放过程中，通过取样管路系统连续取排放液体并测量其总γ浓度，当超过预定限值时发出报警信号并触发连锁动作停止排放。

1.4 控制区出入辐射监测系统

该系统用于人员及携带物品出入控制区、登船离船时的放射性污染及异常监测，当超过预定限值时发出报警信号，并与门禁系统等实现连锁，防止放射性污染的扩散，防止放射性物品被意外带出，为人员辐射安全提供保障。同时，本系统还配置了便携式辐射监测仪表，作为固定式监测手段的补充，可对舱室中未布置固定式测点的区域进行测量，检查固定式测点的测量准确性，对舱室关注区域的空气进行采样等。

出入控制区监测在洗消室控制区出口处设置门式全身γ污染监测仪（C1门）、全身表面沾污监测仪（C2门），用于对人体表面污染的测量，设置小物品监测仪用于对携带物品的测量。

登船离船监测在登船离船的路径上设置通道式行人γ放射性监测设备，监测放射性异常情况。

便携式仪表主要包括：各型便携式中子、γ剂量率仪、便携式空气取样器等。

1.5 个人剂量监测管理系统

本系统用于监测和评估平台放射性工作人员的个人受照剂量，为控制个人剂量提供主要依据，防止超剂量事故的发生。

个人剂量监测管理系统包括：热释光剂量计系统和电子式个人剂量监测设备。热释光剂量计系统属于监督性监测，针对监督区及控制区工作人员全员配置，定期收集监测数据；电子式个人剂量监测设备仅在进入控制区时佩戴，可记录每次进入控制区作业时的人员受照剂量，在作业过程中当周围剂量突然升高时可发出报警，提醒人员撤离。

2 系统网络结构设计

根据海上浮动堆辐射监测系统功能、组成、测点分布、系统运行维护等要求，结合目前核电站辐射监测系统的设计，采用基于RS485\CAN总线的数字化辐射监测系统设计，主体结构由下层结构和上层结构组成^[2]。

下层结构包括布置在现场的各类探测装置、就地信号处理显示装置、接线箱等，如图1所示。针对安全级监测通道及部分需要就地显示和报警的非安全级监测通道，探测装置将探测到的电流、脉冲等信号传输到就地信号处理显示装置进行数字化处理，并进行就地显示、报警及存储数据，同时采用RS485总线通过接线箱将辐射量信号传输到上层的服务器，重要信号还可采用模拟量（辐射量信号）、开关量（报警信号）的形式通过接线箱传输到其他系统（如DCS系统）。

考虑到海上浮动堆舱内空间狭小，设备布置空间有限，其他非安全级监测通道采用集中信号采集处理显示的方案，选用多道辐射信号处理设备（每台设备可处理5路以上监测通道的辐射信号），将信号处理设备布置在专门的信号处理机柜中，每台信号处理机柜可处理几十道辐射监测信号。信号处理机柜直接接收来自现场的探测装置的电流、脉冲信号，经数字化处理后通过RS485总线（专门传输数据量较大的能谱数据）或CAN总线（传输数据量较小的测量值数据）传输到服务器。必要时，信号处理机柜还可通过模拟量、开关量的形式将信号传输到其他系统。

上层结构主要包括了服务器以及信号处理机柜，信号处理机柜集中处理、显示和传输大部分非安全级监测通道的信号，服务器接收来自所有监测通道的辐射量信号，并进行集中显示、报警、存储等，服务器通过以太网将辐射监测数据传输到工作站供运行人员查询、打印等，同时也通过以太网与电厂其他系统实现通讯。为确保数据传输可靠性，服务器内配置双冗余RS485\CAN总线、加固冗余容错计算机系统、信息管理软件、总线接口设备、网络接口设备等，一般针对双堆机组，配置2台完全冗余的服务器。

另外，控制区出入辐射监测系统的全身γ污染监测设备（C1门）、全身表面沾染监测设备（C2门）以及通道式行人放射性监测设备本身具备就地显示测量值并发出报警信号的功能，其报警信号还可通过以太网传输到门禁系统，当报警时触发连锁动作，禁止通过。以上信号还可通过以太网传输到辐射监测系统的服务器进行统一存储管理。

3 设备选型

依据海上浮动堆辐射监测系统功能及组成，充分考虑设备的小型化、集成化需求，结合陆上核电站辐射监测系统设备选型经验，对海上浮动堆辐射监测系统设备进行选型，具体见表1。

4 结　语

本文针对海上浮动堆的特点，进行了系统功能及组成设计、网络结构设计以及设备选型，该系统与目前陆上主流核电厂辐射监测系统相比，实现了小型化、集成化设计。

1）在安全级监测通道及重要的非安全级监测通道设计中，借鉴陆上核电系统设计经验，采用就地信号处理显示报警方案，并将重要信号通过硬接线送到相关系统，确保系统的核安全性能。

2）在非安全级监测通道设计中，较大限度的采用集中信号处理方案，实现了集成化设计，在大幅降低设备体积的基础上，还可有效降低运行人员巡检维护工作量，进而减少运行人员数量。

3）与陆上核电站相比，将控制区出入辐射监测及个人剂量监测管理功能整和进辐射监测系统，实现了系统集成设计。

4）与国内主流核电CPR1000机组辐射监测系统相比^[3]，减少就地信号处理显示设备及相应的接线箱约60%（单堆由40多套降低到16套），在不降低系统安全性的前提下，简化了系统配置，降低了运行维护工作量，达到了系统小型化、集成化的要求。

本文提出的小型化集成化的辐射监测系统方案，除应用于海上浮动堆外，还可应用于多种移动式核动力装置或陆上小型核动力装置。