压水堆核电厂辐射监测技术及其发展
核电射线探伤辐射防护管理
MODERN ENTERPRISE CULTURE管理方略MEC 782020.6核电射线探伤辐射防护管理张明水 虞辉 海南核电有限公司中图分类号：R142 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2020）06-078-02某核电站使用先进的第三代AP1000压水堆核电技术，规划建设6台1250MWe 核电机组。
目前核电一期工程进入全面建造阶段，为保证工程建设的质量和未来电厂运行安全，该核电站对一回路所有管道、阀门和设备100%无损检测，对二回路的设备、管道抽样检测[1]。
射线探伤(RT)是五种常规的无损检测方法之一，是核电建设无损检测最常用方法。
射线探伤是利用射线穿过不同密度、厚度材料时衰减程度不同，造成材料下面的底片感光不同来实现对材料内部质量检测的目的。
它具有记录真实直观，便于追踪，缺陷定性定量准确的优点。
但是，射线探伤所使用的射线对人体健康是有危害的，为确保射线探伤工作的安全，避免人员受到异常照射或超剂量照射，核电对射线探伤工作的探伤辐射安全管理做了严格规定[2]。
一、核探伤辐射的监测管理系统的构建目前，我国使用的核探伤辐射监测系统是二代核电厂探伤辐射监测系统，该系统的创新性和整体设计不强，三代核电厂探伤辐射监测系统成为人们研究的课题，此系统主要以AP1000为核心的系统，同时也是数字化探伤辐射监测系统。
该系统是通过多台计算机分解出来的数据采集和过程控制系统，具有较低的使用风险，与传统的监测系统比较，这种新型的系统可靠性更高。
在整个监测系统中，三代核电厂探伤辐射监测系统只需要提供相应的数据测量值[3]。
根据不同的属性可以将三代核电厂探伤辐射监测系统分为四类，第一类是工艺流监测系统，第二种是气载监测系统，第三种是区域监测系统，第四种是排出流监测系统。
单独的监测仪器要想达到正常监测的目的，就应该具备以上四中监测系统功能中的其中一种才能够达到应有的监测效果。
第三代核电厂探伤辐射监测系统是在传统的核电厂技术上添加了数字化和智能化的系统设备，对各种安全通道进行了全面的设置，从而使得整个系统的安全性和稳定性有了一定程度的提升，与二代核探伤辐射系统比较，三代核电厂探伤辐射监测系统的技术特点更为明确。
无损检测技术在核电行业中的应用前景与挑战
无损检测技术在核电行业中的应用前景与挑战核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，正逐渐成为全球能源供应的重要组成部分。
然而，随着核电站的不断建设和运营，对核电站安全性能的要求也越来越高。
无损检测技术作为核电行业中不可或缺的一部分，对于核电站的安全性能评估、故障诊断和设备维护起着至关重要的作用。
本文将探讨无损检测技术在核电行业中的应用前景与挑战。
无损检测技术是一种通过不对被检测物体进行破坏的方法，通过检测器和传感器等设备，利用电磁、声波、射线等物理手段，对物体内部结构和性能进行评估和检测的技术手段。
在核电行业中，无损检测技术可以应用于核电站的核反应堆、油气冷、控制棒、管道和容器等重要设备的安全性能评估和维护。
首先，无损检测技术在核电行业中有着广泛的应用前景。
核反应堆是核电站最核心的设备之一，其安全性决定了整个核电站的运行安全。
无损检测技术可以检测和评估核反应堆的材料失效、裂纹和变形等缺陷，帮助运营人员及时发现问题并进行修复，确保核反应堆的安全运行。
此外，无损检测技术还可以应用于核电站的油气冷设备，检测和评估管道和容器的泄漏和磨损情况，确保设备的正常运行。
其次，无损检测技术在核电行业中面临着一些挑战。
首先，核电站的设备种类繁多，每种设备的结构复杂，需要不同类型的无损检测技术进行评估和检测。
因此，技术人员需要具备全面的知识和专业的技能，才能进行准确和可靠的检测。
其次，核电行业对设备的可靠性和稳定性要求极高，因此无损检测技术需要在保证准确性的同时，还要兼顾效率和实用性。
此外，无损检测技术还需要跟上科技发展的步伐，不断更新和改进技术手段，以满足新设备和新材料的检测需求。
针对无损检测技术在核电行业中的挑战，可以采取以下措施来提升技术水平。
首先，加强人才培养，培养专业的无损检测技术人员，提供专业的培训和学习机会。
其次，加强研发力量，投入更多的资源和精力开展无损检测技术的研究和开发，提高技术的可靠性和准确性。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
2、热处理：热处理是改善材料力学性能和耐腐蚀性能的重要手段之一。通 过对材料进行适当的热处理，可以优化材料的组织结构，提高材料的综合性能。 常用的热处理方法包括固溶处理、时效处理等。热处理过程中需严格控制加热温 度和冷却速度等参数，以确保热处理效果符合设计要求。
3、防腐处理：反应堆压力容器在运行过程中会受到各种化学物质的侵蚀， 因此需要进行防腐处理以提高其耐腐蚀性能。常用的防腐处理方法包括表面涂层、 金属衬里等。防腐处理前需对材料的表面进行处理，以去除杂质和氧化物，提高 防腐处理效果。
压水堆核电站建模控制的方法
压水堆核电站的建模控制方法主要包括以下几方面：
1、建模语言：采用系统动力学建模语言，如Simulink或Modelica，对压水 堆核电站进行动态建模。这些语言具有强大的图形化界面和丰富的模型库，能够 方便地构建复杂的系统模型。
2、控制器设计：结合模型的特点和实际控制需求，设计相应的控制器。例 如，可以采用PID控制器、模糊控制器等来实现对核电站系统的有效控制。
2、数据采集和处理：通过采集压水堆核电站的实际运行数据，对数据进行 预处理、存储和分析。这有助于提高仿真软件的准确性和可靠性。
3、界面设计：为了方便用户的使用，仿真软件应具备良好的用户界面。界 面设计应直观、易操作，并能够实时显示仿真结果。
4、模块集成与测试：将设计好的功能模块进行集成，并对仿真软件进行测 试。确保软件能够正常运行，并满足压水堆核电站的仿真需求。
压水堆核电站反应堆压力容器材料 概述
01 引言
03 材料特性
目录
02 材料选择 04 制造工艺
05 监控制度
07 参考内容
目录
06 安全保障
引言
压水堆核电站是核能发电的重要形式之一，其反应堆压力容器是核电站中的 关键设备之一。反应堆压力容器不仅承受着高温高压的工作环境，还需抵抗各种 辐射和化学腐蚀的侵蚀。因此，反应堆压力容器的材料选择、制造工艺和安全保 障等方面都至关重要。本次演示将概述压水堆核电站反应堆压力容器材料的重要 性和应用场景，材料的选择和特性，制造工艺以及安全保障等方面的内容。
《核动力厂环境辐射防护规定》修订编制说明
核动力厂环境辐射防护规定（GB6249-XXXX）修订编制说明二○○七年九月《核动力厂环境辐射防护规定》国家标准修订编制说明一、标准修订的背景国家标准《核电厂环境辐射防护规定》（GB 6249-86）是针对轻水堆型陆地固定式核电厂的厂址选择、设计、建造、运行、退役和扩建、改建或变更运行工况所制定的专项环境辐射防护技术标准，该技术标准自1986年12月1日正式实施以来，在促进我国核电事业发展、保护环境、保护公众安全方面发挥了重要作用。
同时，我国现有的除核电厂以外的其它相关核设施的环境辐射管理和评价也基本上参照执行该技术标准。
迄今为止，该项标准已实施达21年之久，期间，由于科学技术快速发展，公众对核电的认知度不断加深，核电在我国经历了一个从无到有，从适度发展到积极推进的过程，核电厂址也从早期的一址单堆、一址双堆向一址多堆演进，环境特征较为复杂的内陆核电厂址在国内多个省份不断涌现，核电技术的安全性不断提高。
上述新情况使得核电发展早期编制的国标GB6249-86在实际应用中遇到了许多与新的核电技术要求和新的厂址环境特征不相适应的情况，从而给环境影响评价、核安全与环境审评带来诸多争议。
与此同时，2002年《中华人民共和国放射性污染防治法》等相关的专项新法规和《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）、《放射性废物管理规定》（GB14500-2002）等与辐射防护相关的专项新标准不断颁布，使得早期制定的GB6249-86（下位标准）修订更是迫在眉捷。
此外，在GB6249-86编制后的二十多年期间，国际辐射防护理论和技术有了很大的进步，术语和概念都有所更新，对应地要求GB6249-86中的相关内容也应变化。
由此可见，从国家相关法规和技术标准的进步，国际辐射防护理论的发展，以及国家核电发展形势的变化等三个方面，对GB6249-86的修订是必要的，也是紧迫的。
GB6249-86的修订早在九十年代末就已提到议事日程。
核电厂辐射防护规定
核电厂辐射防护规定GB 14317-93国家技术监督局1993-04-20发布1993-12-01实施1主题内容与适用范围本标准规定了核热电厂辐射控制的基本原则和防护标准，以及选址、设计、运行和退役的辐射防护基本要求。
本标准适用于核热电厂，核供热厂也可参照执行。
2引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 6249 核电厂环境辐射防护规定3术语3.1核热电厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能或电力所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.2核供热厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.3中间回路在一回路和热网回路之间设置的隔离回路。
3.4热网进入用户的热水管网。
4总则4.1辐射防护目标为保障核热电厂辐射工作人员和公众的健康和安全及保护环境，确保在正常运行时核热电厂内及从核热电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射低于规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
4.2核热电厂所有导致辐射照射的实践和设施，都应当符合辐射防护三原则，即实践的正当性、辐射防护的最优化和对个人剂量的限制。
4.3在申请核热电厂选址、设计、运行和退役时，必须按照有关规定事先向国家主管部门和监督部门提交安全分析报告和环境影响报告书等，经审查批准后方可实施。
必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。
5剂量限制体系5.1基本限值5.1.1辐射工作人员的基本限值按GB 8703第2.4.2条中相应的规定执行。
5.1.2在正常运行工况下，每座核热电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量，每年应小于0.1mSv。
5.2次级限值、导出限值、管理限值和参考水平按GB 8703第2.4条中相应的规定执行。
5.3每座压水堆型核热电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足5.1.2的规定外，一般还应分别低于表1和表2所列控制值。
华能山东石岛湾核电站 工作原理
华能山东石岛湾核电站是我国华能集团公司在山东石岛湾投资建设的一座大型核电站。
作为我国国内首批投产运营的第三代核电站，华能山东石岛湾核电站承载着国家对清洁能源发展的重大期望，其工作原理对于理解核能发电的过程具有重要意义。
下面将从核电站的工作原理角度，对华能山东石岛湾核电站进行详细介绍。
一、反应堆压水堆原理1.1 反应堆华能山东石岛湾核电站采用的是压水堆反应堆技术。
反应堆是核电站的核心部分，其主要功能是通过核裂变产生热能，实现核能向电能的转化。
在压水堆反应堆中，核燃料棒被置于反应堆压力容器内，核裂变释放出的热能会使水冷却剂升温，产生蒸汽。
1.2 冷却系统核电站的冷却系统是确保核反应堆安全运行的重要组成部分。
在压水堆反应堆中，冷却系统主要包括主冷却循环和辅助冷却系统。
主冷却循环通过将核反应堆产生的热能转化为蒸汽，带走核反应堆的热量。
辅助冷却系统则是在紧急情况下，确保核反应堆冷却和安全停堆的重要手段。
1.3 蒸汽轮机发电核电站的蒸汽轮机是将热能转化为动能的主要设备。
通过蒸汽压力推动涡轮旋转，进而推动发电机转子旋转产生电能。
蒸汽轮机发电是核电站实现核能向电能转化的关键环节，也是核电站最终输出的电能形式。
二、核电站安全保障2.1 反应堆控制系统核电站的反应堆控制系统是保障核反应堆安全运行的核心设备。
通过对核反应堆的温度、压力、反应性等参数进行实时监测和控制，确保核反应堆在正常工作范围内运行。
一旦出现异常情况，反应堆控制系统将采取相应的应对措施，保障核电站运行安全。
2.2 压力容器和安全系统核电站的压力容器是反应堆的重要部分，承担着核燃料棒的保护和核裂变产生的热能传递的功能。
在核电站设计中，压力容器的安全性和可靠性是至关重要的。
核电站配备有安全系统，包括紧急停堆系统、核应急处理系统等，以保障核电站在各种紧急情况下的安全性。
2.3 辐射监测和环境保护核电站在运行过程中会产生一定的辐射，因此辐射监测和环境保护是核电站安全保障的必要环节。
核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法探讨
核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法探讨摘要：通过对核电厂流出物排放传氚的化学类型进行能够分析，根据调查预估可能的排出量。
针对环境生物、空气中氚的监测，从而分析核电厂液态及气载流出物中不同类型氚排放的可行性，然后对相关监测方法和剂量评估模式进行合理的建议。
关键词：核电厂流出物；排放氚；化学类型；监测方法；应用效果根据世界上大多数核电厂的工作经验，关于流出物中氚的监测一般局限在氚化水，不过根据相关记录可知，气载流出物中的氚可能通过HT、CH3T的形态释放出来，液态流出物会通过有机氚的形式排放出来。
若是仅单纯针对HTO实施监测和评估，那么就无法有效的评估核电厂氚的排放量，由此可知，关于氚辐射剂量的评估模式还需要进一步得到改进。
一、核电厂排放氚的化学类型（一）液态流出物中的排放氚的化学类型第一，分析其来源。
核电厂反应堆中的氚主要来源于燃料中235U的三元裂变反应，对轻水堆来说可能通过一回路冷却剂活化作用而形成，主要包括10B、6Li、2H反应。
反应堆运营阶段，一回路中的氚通过化学与容积系统下泄、设备泄漏等方式进入二回路或厂房中，利用废物处理系统、厂房通风系统等排放到环境中。
由于轻水堆中水的作用，氚会代替水分子中的氢，因此排放氚的形态为HTO。
核电厂排放的有机氚来源通过核电厂废液处理系统的废液来源、系统处理工艺来进行分析，核电厂废液处理系统的废水来源于核岛工艺排放、化学废水等，这些废水中都包含有机物。
废水处理后进入到储存槽中，监测后通过液态方式排放到环境中。
根据表1可知我国的CPR1000机组核岛废液处理系统废液来源和排放量，地板疏水的排放量在50%左右。
地板疏水中可能保护一定的有机物，比如溶解形态、固体形态的洗涤剂、微生物。
核电厂废水处理技术有除盐、蒸发、过滤，同时还包括超滤、反渗透，具体特点见表2。
表1 CRP1000机组核岛废液处理系统的废液来源及排放量废液来源废物特点处理方式排放量工艺排水化学排放地板疏水及热洗衣淋浴水放射性浓度高、化学物质含量少除盐 4500m3·a-1放射性浓度高、化学物质含量少蒸发 3000m3·a-1放射性浓度低、悬浮物固体含量高过滤地板疏水1000m3·a-1热洗衣淋浴水2500m3·a-1表2 核电厂放射性废液处理方法的特点处理方法特点局限性除盐化学、热及辐射稳定性好，有大量可供选择的树脂确保选择性蒸发去污因子较大，在高盐浓度室影响较大且容易堵塞有工艺方面限制、投资和运行费用较高去污因子小，效率取决于固液分离的步骤104～106之间，适用于各种不同的放射性核素过滤适用于大体积和高盐浓度废物第二，OBT排放。
大亚湾核电站辐射范围
大亚湾核电站辐射范围大亚湾核电站，位于中国广东省深圳市龙华区大亚湾镇，是华南地区最大的核电站之一。
该核电站建设于1987年，是中国核电发展史上的里程碑之一。
大亚湾核电站由4台同型号的压水堆核电机组组成，总装机容量为480万千瓦。
这里没有注明地址和数字。
大亚湾核电站的辐射范围是人们普遍关心的话题之一。
辐射是指物质或能量通过空间或物质传递的过程。
核电站产生的辐射主要来自核反应堆中的放射性物质。
这些放射性物质会释放出各种类型的辐射，如α射线、β射线和γ射线，对人体和环境都可能造成潜在的危害。
大亚湾核电站有多重保护措施来控制和减少辐射的扩散。
首先，核电站的反应堆建筑物采用了坚固的混凝土和钢结构，以防止辐射泄漏。
第二，核电站设有严格的辐射监测系统，包括空气监测、水质监测和土壤监测等多种方法，以确保任何辐射泄漏都能及时发现并采取相应措施。
除此之外，核电站的工作人员接受严格的辐射防护培训，必须按照规定穿戴防护服和佩戴个人剂量仪。
按照规定，大亚湾核电站的辐射范围应该符合国家和国际的安全标准。
核电站周边的环境和居民区域都进行了定期的辐射监测，以确保辐射水平处于可接受的范围内。
这些监测数据被用于评估核电站对周边环境和公众健康的影响。
据统计，大亚湾核电站周围的辐射水平一直保持在国家和国际安全标准范围内。
任何时候，核电站的辐射水平都不会对人体健康产生直接危害。
这得益于核电站的高标准运营和严格的辐射监测控制措施。
在过去的几十年里，大亚湾核电站没有发生任何严重的辐射事故，也没有造成辐射污染。
为了提高公众对核电站辐射安全的认识，大亚湾核电站还定期向公众和媒体开放，并组织参观和教育活动。
这些活动旨在让公众了解核电站的辐射控制和防护措施，并消除他们的担忧和误解。
核电站也积极与相关的科研机构和国际组织合作，分享经验和技术，以提高整个核能行业的安全水平。
总的来说，大亚湾核电站是一座安全运行的核电站。
核电站的辐射范围经过严格的监测和控制，并始终处于可接受的范围内。
核反应堆压力容器超声检测技术
核反应堆压力容器超声检测技术汇报人：2024-01-06•核反应堆压力容器概述•超声检测技术基础•核反应堆压力容器超声检测技术目录•核反应堆压力容器超声检测技术案例分析•核反应堆压力容器超声检测技术的挑战与展望01核反应堆压力容器概述核反应堆压力容器是一种用于容纳核反应堆核心的设备，通常是一个大型圆柱形容器。
定义具有极高的耐压能力和承受极端温度的能力，同时能够承受化学腐蚀和辐射。
特点核反应堆压力容器的定义与特点核反应堆压力容器是核能发电厂的核心设备之一，用于实现核能到热能的转换。
核能发电核潜艇和航空母舰核医学和科学研究核反应堆压力容器用于提供推进能源，使潜艇和航母具有更长的续航能力和更高的航速。
小型核反应堆压力容器可用于提供放射性同位素和用于科学研究。
030201核反应堆压力容器的应用领域通常由高强度低合金钢、不锈钢或镍基合金等耐腐蚀、耐高温和耐高压的材料制成。
制造过程涉及精密的焊接和热处理工艺，以确保容器的密封性和强度。
核反应堆压力容器的制造材料与工艺工艺材料02超声检测技术基础超声检测技术是一种利用超声波在物体中的传播特性来检测物体内部结构、性质和状态的无损检测技术。
超声检测技术的原理通过向物体发射超声波，当超声波遇到物体的不同界面或缺陷时，会产生反射、折射和散射等现象，这些声波信号会被接收并转化为电信号，进一步处理和分析，从而实现对物体内部结构和状态的检测。
根据不同的分类标准，超声检测技术可以分为多种类型，如脉冲反射法、穿透法和共振法等。
这些不同类型的超声检测技术各有其特点和应用范围。
超声检测技术的应用超声检测技术在许多领域都有广泛的应用，如航空航天、石油化工、电力、铁路和核工业等。
它可以用于检测各种材料和产品的内部缺陷、结构变化和性质等。
超声检测技术自20世纪初诞生以来，经历了多个发展阶段，从手动操作到自动化、智能化，从单一的检测方法到多种方法的综合应用，不断提高着检测的准确性和可靠性。
中国的核能政策
中国的核能政策中国是世界上最大的新能源发展国家之一，拥有自己的核能政策。
中国的核能政策包含了核能的发展方向、产业布局、技术标准、安全监管等内容，旨在推动中国的核能产业加速发展，保障能源供应，促进经济社会的可持续发展。
核能发展方向中国的核能发展方向是在综合平衡和可持续发展的基础上，以自主创新为核心，完善核能产业体系，推进核电技术升级和产业升级，推动能源结构调整和优化。
产业布局中国的核能产业布局比较分散，主要涉及核电站、核燃料循环、核技术应用、核安全保障等领域。
中国的核电站已经分布在全国多个省市，以满足当地的能源需求，其中包括大型压水堆、高温气冷堆等多种类型，覆盖了目前的主流核电技术。
中国的核燃料循环主要有从铀矿石到铀浓缩、加工、制造、运输和库存等多个环节组成的核燃料产业链，以及针对核电站的核燃料循环研究。
此外，中国的核技术应用涉及核医学、核辐射监测、核素分离、核电站辐射环境监测、核电站运行支持等多个领域，为维护中国的国家安全和社会福祉起到了重要作用。
技术标准中国的核能技术标准制定涉及多个方面，主要包括核材料控制、核安全、辐射防护、核与辐射损害、核安全管理等多个方面。
这些标准的制定和实施，有利于加强中国的核能技术创新和应用，保障国家的核能安全，为推动全球核能安全和可持续发展做出贡献。
安全监管中国的核能安全监管体系主要有工业和信息化部、能源局、国家核安全局以及地方政府等多个部门参与，涵盖了核安全技术、人员安全、物资安全、环境安全、信息安全等方面。
同时，中国还加强了对核能事故的防范和应急管理工作，做好了核事故软硬件系统建设、抢险救援、应急演练等各项准备工作，为维护国家核能安全提供了有力的保障。
总之，中国的核能政策是以可持续发展和自主创新为核心的，旨在推动中国的核能产业加速发展，保障能源供应，促进经济社会的可持续发展。
同时，中国也致力于加强核能技术标准和安全监管，以确保国家的核能安全。
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２ ０ １ ３年 ８月
核 电子 学与 探测技 术
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｅｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｏ ｎ ｉ ｃ ｓ＆ Ｄｅ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ
Ｖ０ １ ． ３ ３ Ｎｏ ． ８
Ａ效、 安全和经济的能源 ， 是当今最现实的、 能够大规模发展的替代能源 ， 是解决 当前及未来能源安全问题和环境污染问
题 的必然选 择 。
随着更安全 、 更经济的核 电技术 的发展 ， 对 辐射防护 目标从辐射剂量控制、 放射性污染控 制、 放射性材料控制、 辐射防护测量等方面提出
必须 加快 实 施 节 能减 排 ， 大 力发展 清洁能源。
射相 关 的工 作 场所 的辐 射水平 监 测和辐 射工作
人员 的个人 剂 量 监 测 ； 与公 众 照射 相关 的防止
放射 性 物质 向环 境 泄漏 的监 测 、 流 出物 的排放 监 测 和环境 监测 以及 根据 监测 数据 进行 的辐射 水平 和所受 照射 剂量 的评 价 ¨ Ｊ 。
不断地 向这个 目 标发展。因设计者观点或采用 标准的不尽相 同， 致使各核 电厂辐射监测系统 中的设计有所不 同： 或监测对象不同， 或探测方
行， 以确保核电厂的安全运行 ， 防止任何超剂量
事故 的发生 。
法不同， 或使用监测设备不同， 或输入输出信号
不同。本文主要 以福 清核 电厂一期 工程为背 景， 对 目前我国压水堆核电厂 的辐射监测技术
放射性监测系统对安全设计 中的第一道屏障燃 料包壳完整性进行 了监测。对于第二道屏障的
中图分类号 ： Ｔ Ｌ ８ １ 文献标志码 ： Ａ 文章 编号 ： ０ ２ ５ ８ － － ０ ９ ３ ４ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ８ － ０ ９ ５ ０ － ０ ５
进入 ２ １世纪 以来 ， 随着 全球 经 济的 不断 发 展， 传统 能源供 给 日趋 紧 张 ， 温 室气 体排 放形 势 日益严 峻 。为应对 能 源危机 ， 实 现可 持续 发展 ，
为确保核电厂运行安全 ， 阻止 核电厂正常 运行 或 事故 状态 下 放 射性 物质 泄 漏 外逸 ， 在 核
电厂 的设 计 和 建造 中 ， 就 考 虑 到对 核 电厂进 行
了更高的要求 ， 同时促进辐射监测技术在响应 速度、 灵敏度和可靠性 、 可实现全寿期 “ 健康 ”
状 态综合 监测 等 方面 的发 展 。经过 大亚湾 核 电
压 水 堆 核 电厂 辐 射 监 测 技 术 及 其 发 展
刘 正 山， 黄鸿
（ 福建福清核电有限公司 ， 福建福清 ３ ５ ０ ３ １ ８ ）
摘要 ： 主要 以福建福清核 电厂 一期 工程为 背景 ， 对 目前我 国压水堆 核 电站的辐 射监测 系统功 能和
组成进行 了介绍 ， 并从 气载放射性物 质取样管 道沉 积损失 和标准校准方法 、 一 回路压力边 界泄漏辐 射监 测技术 、 网络拓扑结构 、 高湿度惰性气体监测技术 以及区域 监测技术等几个侧 面对压水堆辐射监 测技 术发展趋 势和 目前存在 的改进完善问题进行 了阐述 。 关键 词 ： 压水堆核 电厂 ； 辐射监测 ； 发展
器排污水监测、 冷凝器排气监测、 安全壳空气 Ｂ
活度监测 、 事故后 Ｒ Ｅ Ｎ堆冷 却剂、 安全壳空气 监测、 蒸 汽发生器 蒸汽 监测 、 反 应堆 厂房Ｂ Ｎ ／
墙 Ｆ 活度 监 测 以及 反 应 堆厂 房 空 气 中气 溶 胶 、 碘 和 Ｈ取样 装 置 等 通 道 虽 主 要 为 其 它 目的而设
四大功 能 。
厂工作人员要经常出入工作 的地方 ， 这些地方 多数都存在着一定 的放射性 ， 或者其放射性水 平有可能发生突变 ， 对这些房 间或 区域的放射 性水平进行连续 的监测 ， 掌握其情况 ， 可以有效 地防止工作人员免受过量辐射的照射。为此，
福 清核 电 厂设 计 了 控 制 室 进 风 空 气 剂 量 率 监 测 系统 、 工 作 场所 ＾ ｙ 剂 量 率 监 测 系统 和 区域 剂 量率 放射 性监 测 系统 。
１ ． １ 工 艺辐射 监测
工 艺辐射 监测 即对 核 电厂 设置 的多 层屏 障 的完整性进行放射性监测 ， 具有其 它常规监测
另外 ， 反应堆冷却剂放射性监测、 蒸汽发生
方法所不具备 的反应灵敏、 响应快、 判断准确等 优点。
福 清核 电一期 工 程 中设 置 了反 应堆 冷却 剂
工学士 ， 主要从事核辐射监测技术 、 辐射防护等 方面
的 工作 。
９ ５ ０
１ 辐射监测 系统功能与组成
电厂辐射 监测 系统一般分 为工艺辐射监
测、 流出物监测和场所辐射监测三大部分 ， 实现 对 核 电厂 屏蔽 完整 性 、 设 备 工作 状态 、 人 员受 照 剂量的有效监测 和控制 ， 并具有防止 电厂工作 人 员受 高辐射 照射 、 防止广 大居 民受 辐 射照射 、 屏障监测以及 自 动启动隔离设备或其它系统等
和秦 山 核 电多 年 的运 行 、 维 修 经 验 和监 测 技术
四重保护屏障的设计 ， 而核 电厂辐射监测系统 则是确保四重屏障核安全的重要措施之一 。通 过 对核 电厂 的某些 工 艺 过 程 和设 备 的监 测 ， 从 辐射水平的高低来发现设备是否有效和正常运
的进 步 ， 对 一直 以来 使用 的辐 射 监测 系 统 也在
应用 情 况进 行 阐述 ， 并 针对 该 系统 存在 改 进完 善 问题 、 发 展趋 势给 予初 步 的讨论 。
辐射监测与评价是核电厂辐射防护的重要 内容。核电厂的辐射监测与评价包括与职业照
收 稿 日期 ： ２ ０ １ ３— ０ ５— ３ １
作者简介 ： 刘正 山（ １ ９ ６ ８一） ， 男， 山西五 台人 ， 高工 ，