泄漏监测系统作为LBB技术应用的前提条件或BP技术的纵深防御设计，需要满足Regulatory Guide l.45( RC l.45)的相关要求。RC1. 45的不同版本中，对放射性监测方法的要求也不相
同。虽然放射性监测方法在一回路压力边界的冷却剂泄漏监测中有相关应用，但并没有设计流程来指导设计工作的开展。本文旨在研究放射性监测方法在泄漏监测应用中的标准化设计流程。
1泄漏监测系统简介
LBB技术认为管道破裂前必须经历泄漏过程，且该过程发展缓慢。只要泄漏监测系统能够监测到考虑相关安全余量后管道临界裂纹对应的泄漏率，就能够有效地防止管道发生破裂事件。BP技术通过预防性措施（在设计、材料、产品构成、制造、质保、疲劳裂纹分析上
的要求）和监测方法（对瞬态水放射性的监测、泄漏监测和在线检查的要求），保证管道在电厂寿命周期内的完整性。泄漏监测系统作为LBB技术应用的前提条件或BP技术的纵深防御设计，在核电厂设计中至关重要。
1.1泄漏监测方法简介
反应堆一回路压力边界的冷却剂泄漏监测按照RC l.45的相关要求开展设计。主蒸汽管道的冷却剂泄漏监测尚无相关法规标准、导则等要求，StandardReview Plan 3.6.3(SRP 3.6.3)中提出主蒸汽管道的冷却剂泄漏监测参考RC l.45的相关要求开展设计。
RG l.45对泄漏率量化、泄漏源定位、响应时间、抗震要求、泄漏的报警和显示信息等提出了要求。RG1. 45有第0版(1973)和第1版(2008)，两者在泄漏率量化监测方法、泄漏源定位、探测下限等方面存在差异，如表1所示。
①RC l.45第0版强制要求采用气载颗粒放射性监测，并满足发生安全停堆地震(safe shutdownearthquake，SSE)的抗震要求。
②RG l.45第1版未明确一定要采取放射性监测方法。
③在其他工业应用中，质量流量测量方法的探测下限已能达到0. 05 CPM (1 CPM=1 gal/min=3.8 Umin)的泄漏率，RC l.45第1版亦提出尽可能量化0. 05 CPM泄漏率的要求。
④在各堆型技术路线中，普遍采用总装量平衡试验进行泄漏监测。
1.2放射性监测方法简介
反应堆运行过程中产生的放射性核素可分为裂变产物和活化产物。裂变产物一般采用安全壳大气的气溶胶、碘和惰性气体监测方法，活化产物一般采用13N、i8F及其组合监测方法。两种监测方法一般是通过取样管线从安全壳大气采集样品，经布置在安全壳外的放射性监测设备测量，得到放射性活度或活度浓度。安全壳大气放射性监测原理图如图1所示。
1.2.1 裂变产物放射性监测方法简介
裂变产物放射性监测方法主要是指气溶胶、碘、惰性气体监测方法，一般采用气溶胶、碘和惰性气体( particulate iodine noble gas，PING)监测设备，取样点可设置在安全壳大气监测系统的通风总管中。
①随着材料（特别是燃料棒）加工工艺水平的提升，冷却剂中或管道泄漏处的裂变产物的活度浓度已经降低很多。泄漏后的裂变产物经反应堆厂房结构和设备的阻滞、吸附等作用，扩散到安全壳大气环境中，使裂变产物的活度浓度稀释严重。裂变产物虽然经通风系统运行发生定向运动，并在风机人口处有一定程度富集，但与泄漏处的裂变产物活度浓度可能相差几个数量级。
②裂变产物（如气溶胶、碘、惰性气体）的特殊性质：气溶胶活度浓度低于环境本底，在取样过程中易沉积；一般将气态碘采集器设置在气溶胶采集装置之后，监测活性炭吸附的气态碘，碘活度监测受气溶胶过滤效率的影响；惰性气体活度浓度与PINC监测设备的探测极限处于同一数量级，响应时间很长。
由于以上原因，PINC监测设备无法满足在1 h内监测到1 GPM泄漏率的量化要求，因此，在反应堆一回路压力边界泄漏监测中主要是定性测量。
1.2.2活化产物放射性监测方法
活化产物放射性监测方法在应用过程中主要有13N、13N/18F、18F监测方法。活化产物13N和18F的活度浓度仅与反应堆功率水平有关。13 N和18 F的半衰期分别为9. 96 min和109. 74 min。
①13N监测方法简介。
13N监测设备用于测量核电厂安全壳内反应堆压力容器周围空气中13N的含量（通过能谱分析13N核素衰变产生能量为0.5ll MeV的1计数），结合反应堆功率，根据相应的算法计算冷却剂的泄漏率，判断压力容器及一回路冷却剂泄漏程度和泄漏的发展趋势。13N监测设备主要监测反应堆压力容器的顶盖法兰和驱动机构各焊接部位、机械接口处等产生的放射性泄漏。
由于13N核素的半衰期短，在计算13N的累积活度浓度方面受到很大限制，无法满足在1 h内监测到1GPM泄漏率的量化要求。另外，当反应堆功率低、冷却剂泄漏量很少时，13N监测方法的测量结果不具有代表性。
②13N／18F监测方法简介。、
墙F的半衰期较13N的半衰期长，为109.74 min，且大部分的18F同位素（约为97%）是可溶性的。因此在安全壳大气中的18F的累积浓度明显比13N大。
13N／l8F监测设备由18F测量单元和惰性气体测量单元组成。取样样品经过18F测量容器监测气溶胶的活度浓度，经碘过滤器后，监测惰性气体活度浓度，结合样品流量分别计算13N和18F的活度。当18F测量单元检修时，旁路通道过滤样品中气溶胶和碘，样品进行惰性气体监测。
西屋公司要求在1 h之内监测到0.5 GPM的泄漏率。设备厂家验证计算表明：该泄漏率量化要求处于设备的极限；在反应堆功率90%以下时，13N／l8F监测设备的泄漏量化功能不可用。
③18F监测方法简介。
在探测器选型时，采用18F探测器代替了13N／l8F探测器。设备厂家验证计算表明：在反应堆功率大于20%时，18F探测器能够在2 h内监测到0.5 GPM的泄漏率。
西屋公司进行等效性分析，18F探测器能够在2 h内监测到0.5 GPM的泄漏率，与RG l.45在l h内能够监测到1 GPM的泄漏率量化要求相当。
2放射性监测方法的标准化设计分析
在RG l.45第1版(2008)中对于放射性监测方法已不作强制性泄漏量化要求。
2.1放射性监测方法选择
鉴于工程实践中所遇到的困难，综合考虑放射性监测方法的技术要求和经济性能，在泄漏监测系统设计中应慎重采用该方法作为泄漏量化监测手段。
放射性监测方法技术要求包括取样代表性、探测器的探测效率等。经济性能主要包括设计（包括设计验证）、采购、安装、调试、维修等组成的总成本。
2.2监测需求分析
2.2.1源项分析
根据安全分析报告拟定的燃料包壳破损率和反应堆功率水平，分别计算在反应堆一回路冷却剂中的裂变产物和活化产物的活度浓度。
2.2.2特征核素选择
根据核素的性质，综合考虑特征能量、半衰期、溶解性等因素，选择裂变产物和活化产物的特征核素，根据特征核素确定设备类型。
2.3监测方案分析
2.3.1传递系数计算
①反应堆一回路冷却剂压力边界包括主管道、波动管等，焊缝、接头、法兰等均为管道上的泄漏薄弱处。LBB技术中假设或直接规定了裂纹形状，裂纹形状决定了泄漏截面。当发生管道泄漏时，高温高压的一回路冷却剂将汽化，泄漏类型可能是单相流或双相流。假设发生1 CPM或0.5 GPM的泄漏率，分别模拟计算不同泄漏位置、泄漏截面和泄漏类型的放射性源项数据（主要是指裂变产物和活化产物特征核素的活度浓度）。
②根据特征核素的性质（吸附、溶解）、边界条件（保温层）、反应堆厂房结构（紧凑型、宽敞型、隔间设计）、气相扩散方程（单项流、两相流）、通风系统运行参数（正常运行、故障、检修），模拟计算安全壳大气中的特征核素活度浓度分布（包括最不利分布，如活度浓度均匀分布）。
传递系数计算是指根据泄漏处的特征核素活度浓度，计算特定位置处（如总风管取样位置）的特征核素活度浓度。在此段距离内的传输过程中，特征核素受力复杂，输运特性方程建模困难，具体的模拟计算过程可借鉴文献[6]。
2.3.2取样点和设备布置位置比选
①选择代表性的位置（如泄漏处、活度浓度最高点、安全壳内通风系统或子系统的总风管中等），可考虑单点取样或多点取样。
②根据现场实际情况、设计经验选择监测设备布置位置。
③开展取样管线设计，计算设备布置位置处的特征核素活度浓度和取样管线中特征核素的损失率（尤其是气溶胶状特征核素）。
④开展设备性能调研，确定现有技术条件下的探测器能否满足特征核素的探测限、响应时间、特征能量范围以及泄漏量化等要求。 ⑤若能够满足监测需求，确定取样点和设备布置位置。
⑥若不满足监测需求，考虑取样管线伴热设计、设备布置位置优化方案设计。
2.3.3取样管线伴热设计
当取样管线温度下降时，气溶胶颗粒更易吸附、沉降，开展取样管线伴热设计能够保证取样管线内介质的环境参数稳定。
在北方地区，裸露室外的取样管线特别需要考虑伴热设计。
2. 3.4设备布置方案优化设计
①根据取样位置和设备性能参数，确定取样管线的损失率限值。
②按照取样管线的损失率限值要求，迭代计算取样管线的横向、竖向长度，弯头曲率半径、数量，内壁光滑度等要求。
③综合考虑设备的安全分级、抗震等级、防火要求，并结合长度、弯头等限制，确定可能的设备布置方案。
④若该范围内没有合适位置，可考虑增加土建结构或移动其他系统设备位置。
2.4监测方案验证
依据所确定的监测方案，分析验证运行策略、泄漏量化能力、取样和设备布置位置方案。2.4.1运行策略验证
针对裂变产物监测，计算在假定燃料包壳破损率下，发生1 GPM泄漏率时该监测方案对应的放射性活度浓度，核实监测设备性能是否满足泄漏量化的要求。确定反射性监测方法在泄漏监测系统中的运行策略，如作为泄漏监测系统的量化监测、辅助监测方法。
针对活化产物监测，在正常运行工况（泄漏监测系统的可用要求）、不同功率水平下，计算监测方案的监测性能参数，确定放射性监测方法在泄漏监测系统中的运行策略，如18F在反应堆功率大于20%以上时，能够在2h内监测到0.5 CPM的泄漏率。
2.4.2泄漏量化能力验证
根据监测方案和设备性能，验证在l h之内的泄漏率(1 GPM、0.5 CPM)的量化能力。
若设备性能不能满足上述要求，可进行等效性分析，如西屋公司认为在2h内能够监测0.5 CPM的泄漏率，与RC l.45中在1 h内能够监测1 CPM的泄漏率量化要求相当。
2.4.3取样和设备布置方案验证
①取样方案验证。
代表性取样点一般在风机总入口和泄漏处，对应的取样方案有单点取样和多点取样。
若泄漏监测区域有隔离边界（如反应堆厂房的紧凑性设计或者隔间设计、波动管在独立房间内），可在各泄漏处、风机总人口、活度浓度最高点（理论计算或实测）等采用多点取样方案。
若在泄漏监测区域设计独立通风子系统（全部或主要部分为泄漏监测区域），可在风机总入口处采用单点取样方案。
在工程实践中主要采用单点取样方案，但考虑到放射性气溶胶、碘、惰性气体的特性、传递系数计算的复杂性和不准确定，特征核素的活度浓度分布可能会呈现不规则变化，单点取样方案可能丧失代表性，应尽可能采用多点取样方案。
②设备布置方案验证。
在确定取样方案后，开展设备布置方案设计。在探测器满足泄漏量化要求前提下，设备布置方案应有利于开展取样管线设计；或者设备布置方案与取样管线设计组合优化，降低安装、维修难度和成本。
2.5标准化设计流程
放射性监测方法在泄漏监测系统中应用的标准化设计流程图如图2所示。
放射性监测方法在泄漏监测系统中应用的标准化流程主要包括监测需求、监测方案和方案验证三部分。
2.5.1监测需求
监测需求包括泄漏量化、放射性监测需求两部分，其中泄漏量化根据RC l.45要求或由泄漏监测系统服务对象LBB技术应用提出，放射性监测需求由上游专业（辐射屏蔽）提出。
2.5.2监测方案
监测方案是实现监测需求的关键。
①在约束条件下发生假定泄漏率时，放射性特征核素在反应堆厂房中的活度浓度分布计算。
②根据放射性特征核素的活度浓度分布，结合反应堆结构、通风系统设计等参数，选择取样点和取样方案。
③根据取样方案，开展设备布置方案设计，计算取样管线损失率和设备探测效率验证。
④若设备布置方案不满足设备探测效率要求，应开展取样管线伴热设计和设备布置方案优化设计，应直至满足设备探测效率要求。 ⑤当现有设备无法满足泄漏量化要求时，应咨询设备供货商进行设备升级的可行性，或将放射性监测方法定位为辅助监测，而非泄漏量化监测。
2.5.3方案验证
方案验证主要是验证监测方案是否满足泄漏监测需求。
①运行策略验证主要是确定放射性监测方法是否作为泄漏量化监测手段、在哪些运行工况下可以作为泄漏量化监测手段等。
②泄漏量化能力验证主要是确定放射性监测方法在泄漏量化监测中的最小探测限。
③取样和设备布置方案验证是分析论证单点取样方案还是多点取样方案，以及确定设备布置最优化方案。
3结束语
放射性监测方法在泄漏监测系统的应用过程中曾经起到过重要作用。但随着燃料包壳制造工艺和材料加工工艺的提升，由于该方法客观存在的量化困难，以及在泄漏量化应用中有约束条件要求，其在核电厂一回路压力边界冷却剂泄漏监测中的使用率已逐渐降低。
本文基于导则对放射性监测方法的要求、放射性监测方法在核电厂泄漏监测中的应用和发展分析，提出该方法在泄漏监测系统中应用的标准化设计流程。该标准化设计流程包括以下3部分。
①监测需求包括确定监测的特征核素和设备类型。
②监测方案包括计算假定泄漏率时特征核素活度浓度场分布、确定取样和设备布置位置、计算取样管线损失率、分析设备性能符合性。
③监测方案验证包括放射性监测方法在什么工况下运行、满足何种监测功能、采用单点取样还是多点取样。
本文依据放射性监测方法的特点，并结合泄漏监测的特殊要求，提出放射性监测方法在泄漏监测系统中应用的标准化设计流程，对后续该方法在泄漏监测中有一定的指导意义。
4摘 要：
泄漏监测系统作为先破后漏技术应用的前提条件或破裂预防技术的纵深防御设计，对核电厂的安全性具有重要意义，同时能提高核电厂的经济性能。通过对比不同版本RG l.45对泄漏监测系统的要求，详细介绍了泄漏监测系统中放射性监测方法在核电厂的应用及发展情况，提出了泄漏监测系统中放射性监测方法的标准化设计流程。
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