郑军伟，薛 峰，王骄亚，赵延鹏，谢文明

（1.中广核工程有限公司，广东 深圳 518124；2.辽宁红沿河核电有限公司，辽宁 大连 116000；3.深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518000）

核电厂主蒸汽16N监测用于蒸汽发生器泄漏率测量的研究

郑军伟1，薛 峰2，王骄亚3，赵延鹏2，谢文明2

（1.中广核工程有限公司，广东 深圳 518124；2.辽宁红沿河核电有限公司，辽宁 大连 116000；3.深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518000）

文章介绍了CPR1000、AP1000和EPR核电厂广泛采用的法国新型16N监测设备的组成和技术特点，通过实例描述了16N探测器可用性放射源检查试验。对16N监测的量化计算方法进行了分析和研究，根据国内外已有研究成果，推导出了量化计算公式。介绍了红沿河核电站某机组的蒸汽发生器泄漏率16N监测计算系数和应用实例。

核电厂；蒸汽发生器；泄漏率；量化计算；16N

核电厂蒸汽发生器故障是导致非计划停堆和造成电厂容量因子损失的重要原因之一。以CPR1000核电厂蒸汽发生器为例，每台蒸汽发生器有4 474根传热管，为了提高传热效率，其管壁的壁厚仅1.09 mm，容易遭受机械损伤和腐蚀危害。传热管内流动的强放射性一回路冷却剂的压力为15.5 MPa，传热管是反应堆冷却剂压力边界的组成部分，属于压水堆核电厂的第二道放射性屏障之一[1]。因此，在核电厂第二道放射性防护屏障中蒸汽发生器是一个薄弱环节。在核电厂设置合理的蒸汽发生器传热管泄漏监测装置，对核电厂第二道放射性防护屏障进行在线监测，避免传热管泄漏后造成放射性物质污染核电厂二回路设备，甚至意外排放，就显得十分必要。

1 16N监测原理

核裂变反应产生的能量大于10 MeV的快中子轰击一回路冷却剂中的氧原子，发生核反应16O（n,p）16N，产生固有活化产物16N。根据16N的衰变特性，它的半衰期为7.13 s，在其发生β衰变的同时会伴生两种能量的γ射线，其能量分别是7.115 MeV和6.128 MeV。上述两种γ射线具有很强的穿透能力，较容易被探测器探测到。

核电厂正常运行工况下，16N只存在于一回路系统中，二回路水和蒸汽中没有16N核素；传热管发生破损时，一回路冷却剂中的16N将泄漏到二回路的主蒸汽中，通过在距离蒸汽发生器出口较近的主蒸汽管道隔热保温层外侧设置16N监测通道，用于探测主蒸汽中16N放射性水平（γ计数率），经过监测装置自动化计算后，就可以确定蒸汽发生器传热管的破损情况。

一回路冷却剂中的16N含量受核功率高低影响，但对应特定核功率值是相对恒定的；特定核功率平台下，主蒸汽管道中16N衰变产生的γ射线计数率正比于蒸汽发生器的传热管泄漏率（单位时间内一回路冷却剂泄漏到二回路的量），通过对主蒸汽管道中16N衰变产生γ射线计数率的测量就可以计算出蒸汽发生器的泄漏率[2]。

2 16N监测设备

1988年，法国率先研制成功核电厂蒸汽发生器泄漏率16N监测设备[3]。大亚湾核电站在建造阶段由法国引进了该设备。目前，我国新建的CPR1000、AP1000和EPR核电厂的16N监测设备均采用法国新型设备。

百万千瓦级三环路压水堆核电厂有3台蒸汽发生器（见图1），设置3个16N监测通道分别监测1号蒸汽发生器（GV1）、2号蒸汽发生器（GV2）和3号蒸汽发生器（GV3）。

图1 三环路压水堆核电厂蒸汽发生器位置示意图Fig.1 Position of the steam generator in M310 PWR

一个16N监测通道主要设备由探测器、就地显示处理单元、就地显示单元和电气、信号连接箱组成。通道的监测信息除可以在现场就地显示处理单元（LPDU）和辐射监测系统服务器显示，还通过DCS系统传输到核电厂主控室KIC与BUP系统显示，以供电厂工作人员获取监测信息，通道报警信号同样可以在现场和主控室分别显示。

16N探测器安装在主蒸汽管道旁边，探测器轴向几何中线与主蒸汽管道的水平中线平行，探测器表面距离主蒸汽管道保温层之间留有放射源试验用空隙。

我国新建CPR1000、AP1000和EPR核电厂16N监测广泛使用法国SGLM201K型NaI（TI+241Am）探测器，该探测器是晶格中含有241Am的NaI（TI）晶体，其中241Am作为不变幅度的光脉冲发生器。241Am的α粒子峰在主晶体γ谱中的位置是已知的，被称为γ等效能量。NaI（TI+241Am）光脉冲发生器的γ等效能量值，并不是一个确定值，它在0.1～4 MeV范围内可变，这主要由特定的晶体组合及探测器温度决定。这种与光脉冲发生器组合到一起的闪烁体，可用来不断监测仪器装置性能是否发生漂移或变化[4]。对于SGLM201K型探测器而言，241Am发挥了补偿探测器受温度影响，导致探测射线能谱发生漂移的作用。

16N监测通道投入使用前，必须通过放射源试验检查探测器的可用性；SGLM201K探测器使用60Co和137Cs作为检查源，选择60Co和137Cs的两条典型γ能量峰作为参考峰，探测器内置的241Am提供另外一个参考峰，3条参考峰确定探测器对特定能量γ射线监测的准确性，以及整个通道工作的可用性。

在检查能量谱中，1号峰为137Cs（662 keV）峰位，2号峰为60Co（1 173 keV）峰位，3号峰为60Co（1 332 keV）峰位，4号峰为241Am峰位。选择1号、3号和4号峰作为探测器检查参考峰。

放射源检查试验结果合格，表明探测器可用。

3 16N监测的量化计算

3.1 计算方法

蒸汽发生器传热管泄漏率16N监测的量化计算可由式（1）完成：

式中：L——蒸汽发生器传热管泄漏率，L·h-1；

N——16N衰变γ计数率，c·s-1；E——计算系数，c·s-1/L·h-1。假设泄漏率L=1（L/h）时的计数率为N，则E的数值与N相等[5]，可得式（2）：

式中：Φ——探测器处的γ射线通量，s-1·cm2；

Av——传热管泄漏时16N测点处主蒸汽管道中的16N活度，Bq·m-3·kg-1·h。

令K1=Φ/Av，它是探测系统中16N的γ辐射与几何因素有关的校正因子；K2=N/Av，它是与探测器探测效率有关的校正因子；k=K1×K2，它是探测器对16N的探测效率（c·s-1/Bq·m-3）。

k值的计算需要根据探测器的尺寸、探测器与主蒸汽管道之间的几何位置、主蒸汽管道及其保温层材料等因素建立数学模型，并用蒙特卡罗法计算求出[2]。目前，法国有关研究单位使用的是MCNP（Monte Carlo N2 Particle Transport Code）提供的计数卡（Tally F8）进行k值计算。

k值的计算不仅受探测器特性差异影响，还与核电厂主蒸汽管道有关的参数相关；另外，探测器安装位置的环境本底值也将对k值的计算结果造成影响，通过实测提供正确的本底值，以便更准确的计算k值。

已知16N衰变产生主要γ射线的能量是6.128 MeV和7.115 MeV；探测器对16N的探测效率k的计算结果是一个恒定值，不受核反应堆功率差异影响。

式（2）可以表示为式（3）：

式中：Av——传热管泄漏时16N测点处主蒸汽管道中的16N活度，Bq·m-3·kg-1·h。

Av与传递时间t的函数关系如式（4）：

式中：Ap——泄漏位置一次侧的16N活度，Bq· kg-1；

Q——被测主蒸汽管道内蒸汽流量，kg·s-1· 3 600；

ρv——主蒸汽密度，kg·m-3；

ρp——冷却剂平均密度，kg·m-3；

t——16N由传热管破损处到达探测点的传输时间，s；

λ——16N衰变常数，已知16N半衰期为7.13 s，λ值经过式（5）计算可得为0.097 2 s-1：

综合式（1）～式（5），可得：

式（6）中，除k值是一个恒定值外，其余参数均受核反应堆功率或蒸汽发生器传热管泄漏位置影响。

主蒸汽流量（Q）、主蒸汽密度（ρv）与反应堆功率值有关。主冷却剂密度（ρp）、传热管泄漏位置一次侧的16N活度（Ap）和16N由传热管破损处到达探测点的传输时间（t）不仅与反应堆功率有关，还与泄漏位置有关。因此主蒸汽管道测量点的16N活度与核反应堆功率和蒸汽发生器传热管破损位置有关[5]。

式（6）中k值与t值是实现蒸汽发生器泄漏率16N监测的关键参数。k值与16N探测器特性及表1所列参数紧密相关。t值的计算依赖于精准的计算模型，国内外常用的模型是代数漂移流模型[6]；同一模型可以选择不同的计算程序。近年来，我国对t时间研究计算结果与法国提供的计算结果相比，二者已非常接近[6-7]。

表1 红沿河核电站某机组16N监测计算系数Table 116N calculation parameters for one unit of Hongyanghe nuclear power plant

不同核功率条件下，16N监测通道可实现蒸汽发生器热管段、冷管段和弯管区的泄漏流量自动计算，主界面还可以实现每台蒸汽发生器平均泄漏率自动计算。

以红沿河核电站为例，16N监测通道计算系数E的设置界面如图2所示。

图2 平均值监测参数设置界面Fig.2 The setting interface for average monitoring parameters

表1给出了红沿河核电站某机组3台蒸汽发生器的16N监测计算系数，这些计算系数值由法国某公司计算提供。

3.2 量化计算应用

计算系数已知的前提下，16N监测通道将根据机组所处的功率平台和监测到的16N计数率值（见图3）；自动计算蒸汽发生器传热管的平均泄漏率（见图4）。

图3 16N监测计数率记录曲线Fig.3 Count rate record curve of16N monitoring

图4 平均泄漏率历史记录曲线Fig.4 History record curve of average leak rate

4 结束语

核电厂蒸汽发生器泄漏率16N监测是一项成熟的技术，本文详细介绍了法国新型16N监测设备的组成和技术特点，以应用实例描述了16N探测器可用性的放射源检查试验，为AP1000和EPR核电厂16N设备调试及定期试验提供了有价值的参考。对关键的泄漏率量化计算方法进行了分析研究，结合国内外已有研究成果，推导出了蒸汽发生器泄漏率16N监测的量化计算公式，有助于设备使用人员理解16N监测量化计算方法。文中介绍的红沿河核电站某机组16N监测计算系数对研究16N监测技术有重要参考价值。

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Nuclear Power Plant Main Steam16N Monitoring Used for Steam Generator Leak Rate Measurement

ZHENG Jun-wei1，XUE Feng2，WANG Jiao-ya3，ZHAO Yan-peng2，XIE Wen-ming2
(1.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518124，China；2.Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co.，Ltd.，Dalian of Liaoning Prov. 116000，China；3.China Nuclear Power Design Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518000，China)

The paper introduces the components and technical characteristics of the new type of16N monitor made in France which is widely used in CPR1000, AP1000 and EPR nuclear power plants, and describes the16N detector’savailability radioactive test by an example. The quantifying calculation method of16N monitoring is analyzed and studied according to domestic and foreign research results, and the quantified formula is deduced. The quantifying calculation coefficient and application example of steam generatorleak rate determination by monitoring16N radioactivity of one unit in Hongyanhe nuclear power plant are introduced.

nuclear power plant; steam generator; leak rate; quantifying calculation;

TL32Article character：A

：1674-1617(2014)04-0306-05

TL32

：A

：1674-1617(2014)04-0306-05

2014-08-06

郑军伟（1984—），男，山东日照人，工程师，学士，从事核电厂辐射监测工作。