核电厂辐射监测系统发展趋势.

第一篇：核电厂辐射监测系统发展趋势.

核电厂辐射监测系统发展趋势 双击自动滚屏

发布者：秘书处 发布时间：2009-7-1 阅读：660次 核电厂辐射监测系统发展趋势 刘 杰

（西安核仪器厂）

[摘要] 本文概述了核电厂辐射监测系统仪表及其主要单元部件的功能和用途、系统配置、国内外技术发展状况和差距；为适应国家快速发展核电的节奏以及实现核电装备制造国产化要求，提出了以自主研发、自主创新与引进技术、消化吸收再创新相结合的产品研发思路。1 辐射监测系统简介

核电站与其它种类电站的主要差别是核反应堆运行中伴有核辐射产生，所以辐射监测系统是核电站必不可少的组成部分。系统所获取的辐射变化信息对保护工作人员免受辐照、保护环境及保证核电站安全运行有重要作用，对分析核电厂的故障和事故具有重要价值。

核电厂的辐射测量主要涉及辐射监测、保健物理、实验室分析测量、环境监测等。其中，本文重点阐述的辐射监测系统可分为区域辐射监测、排出流辐射监测及工艺辐射监测，通过测量辐射水平的高低实现对核电站屏蔽完整性、设备工作状态、人员受照剂量的有效监测和控制，从而最终保证核电站的安全运行，防止任何超剂量事故发生。

辐射监测系统通常由若干各自独立的测量道、中央计算机系统及应用软件等构成；各测量道包含相互连接的各种功能部件（探测装置、处理和显示单元等）。核电厂辐射监测系统通常分为三个层次：即辐射探测、数据测量和显示以及中央 数据采集和管理。

核辐射的探测对象主要包括区域γ放射性监测、气载气溶胶α、β放射性监测、惰性气体β、γ放射性监测、放射性碘γ监测以及液体（水）γ放射性监测等，根据现场的不同监测对象（所关注的射线、核素或介质）、安全级别和辐射水平，所选用的辐射探测器种类、监测道设备安全等级（安全级和非安全级）和量程范围会各不相同，所以，在现场安置的辐射测量道应具有适应现场要求的良好的物理指标和性能，能可靠、准确、及时地反映现场辐射水平的变化。2 辐射监测仪表技术应用现状及前景

中国核电从上世纪80年代开始起步，到现在建成并投入商业运行的共有11台机组，其中3台机组主要是靠我们的技术力量完成的，其中一台机组是秦山一期30万千瓦的原型堆，该堆型已出口巴基斯坦4台机组（包括已发电的两台机组和正在建设中的C-2核电项目），另两台机组是秦山二期的2台60万千瓦机组，在这3台机组中，除少部分技术较复杂且价值较高的辐射监测仪表采用国外产品外（如事故及事故后类仪表、PIG监测仪等），其它大部分的辐射监测系统仪表设备均采用了国产的产品；而另外的8台机组可以说全部或绝大部分采用了国外的辐射监测仪表产品，国产辐射监测仪表和设备屈指可数。

根据国家大力发展核电的战略部署，到2020年我国核电运行装机容量将达到4000万千瓦，占届时全部发电装机容量的4％左右，这意味着为核电装备制造企业带来了巨大的发展机遇。然而因近年来关于中国核电发展的技术路线之争，也对核电产业链下游的装备制造企业带来了无所适从之感，缺乏从核电发展总体方面的宏观引导，在一定程度上无法把握仪控设备的设计及系统构建的技术发展方向，并且对已有的技术模式可能会丧失有效的延续性；加之，国内装备制造企业的技术基础、科研能力、资金支持就相对薄弱，装备制造企业的产品研发活动似乎只能缺乏前瞻性地被动进行。

从国家核电发展的技术路线来看，我国投入商业运行的11个核电机组，除秦山一期的原型堆外，其它机组采用了整体引进国外技术或“仿造”的模式，加上国内特殊的市场环境，这使得国外进口的核装备技术和产品，在相当一段时期内都具备很大的市场空间。由于国内核行业尚未建立和形成以企业为核心的创新发展机制，核电产业链下游的装备制造企业，只能依靠自身能力，在缺乏支持的科研条件下滚动发展，这也就是为什么从实验室分析、在线监测、保健物理以及环 境监测等各类国外核辐射测量产品在国内大行其道，而国内具有一定科研生产能力的核仪器制造企业的市场空间变得越来越小。

近年来，尽管国内辐射监测仪表技术随着核电建设步伐的加快而有较快的发展，各科研院所、企业纷纷研发新产品，填补了不少单机产品空白，但总体来说，辐射监测仪表在产品覆盖面、标准化程度、系统构建等方面还存在较大差距。由于市场的开放，在历年来国内的核电工程项目及各类核设施辐射监测系统设备的招投标过程中，国内企业都遭遇了来自国外供货商的激烈竞争，同时国内也涌现了不少国外产品的代理商和贸易公司，使国内有一定技术基础和技术能力的企业，无论在市场和技术方面都陷入两难的境地，中国核电亟需建立以企业为主体的技术发展与创新体系。3 辐射监测技术发展趋势

辐射监测技术随着科技的进步也产生了巨大的飞跃，从70年代简单的模拟率表形式，经过几十年的发展，当今的核电站辐射监测技术已步入充分体现“用户化”概念的数字化网络监测系统。3.1系统主要部件 3.1.1 探测装置

在传统探测方法的基础上（如电离室探测器、闪烁探测器等），新型的半导体探测器（如PIPS型硅探测器等）将更加广泛地运用到辐射监测仪表的探测装置中；由于采用新工艺和新材料，探测装置的外型尺寸将会大幅缩小，铅屏蔽减小甚至可以去除，便于集成在辐射监测现场的“一体化”机架中；可通过多种方式对探测器工作性能进行检查（包括光测试、电测试、探测器内置源、温度传感器等），无需外部检查源装置。3.1.2 就地处理单元（LPU）

就地处理单元（LPU）是辐射监测系统的核心部件，它与探测器相连，给探测器供电并获取来自探测器输出的模拟测量信号，通过其内置的合适的算法，以所需的单位（Gy/h，Bq/m3等）给出辐射测量值以及输出报警和故障信息、存储历史值和历史事件、谱的产生和存储、对外模拟量/数字量输入输出、RS-485网络连接等功能。

就地处理单元（LPU）在硬件上具有很强的互换性，根据探测器的不同，通过写入不同的特定算法，适用于不同的应用和监测对象。但每种算法都具有一些共性特征，如计数死时间的动态修正、本底的静态或动态补偿、数据平滑功能等。系统应用软件包含：“数据采集和管理软件”、“维护和设置软件”、“谱分析处理软件”、“仿真软件”等。

由此看出，应用于未来批量投产的百万千瓦级压水堆核电站的辐射监测系统，通过采用高性能核探测装置、智能化的处理和显示部件单元，运用先进的数字化网络技术及功能强大的应用软件，可以以简单、灵活的方式构建系统，体现系统数字化和用户化、部件模块化和标准化、易于安装、维修和维护的特点。4 核仪器产业发展思路

首先，企业自身应坚持自主创新与引进技术、消化吸收和再创新相结合，加强内部合作。根据国家核电建设的“以我为主、中外合作、引进技术、推进国产化”的原则，作为核电装备制造企业，应坚持自主创新，而科技创新离不开国际合作，只有这样才能使核电装备制造企业在核电大发展的机遇中步入快车道。

“M-2036数字化就地处理箱”是由西安核仪器厂自主研制和开发的应用于核电站辐射监测系统的一种技术先进、性能可靠的就地处理显示装置，它可与多种探测装置相连接组成各种辐射监测通道，各监测通道通过该设备联网以后，可以方便地组成规模不等的辐射监测系统。

该项目科研自2006年3月正式启动，通过了由上级主管部门及设计院组成的评审组的设计方案评审，之后完成了两台科研样机的加工、调试工作；从2007年初开始，进行了小批量6台样机的加工、组装和调试，并分别与6台不同型号的辐射监测仪探测装置连接，先后进行了环境试验、电气安全性试验、电磁兼容性试验、磨损试验、耐辐照试验、振动试验、热老化试验、地震试验以及由第三方进行的1E级辐射监测仪表软件验证和确认。试验证明，该产品的所有结构设计和电路设计达到了规定的目标和技术要求，目前该产品已投入批量生产。

电磁兼容性设计在以往类似的产品中未能很好地解决，在该产品研制过程中，设计中采取了各种措施来解决该难点问题，包括：机箱采用EMC机箱；对易感受电磁

核仪器产品的研究起点和技术水平，并实现产业化。同时也建议行业主管部门给予核仪器产业更大力度的政策引导，相关行业协会可以起到桥梁作用，拉进国内科研院所、院校的间距离，建立有效的合作共赢机制，使国内各核仪器相关单位，能以国家大力发展核电为契机，实现跨越式、可持续发展。

第二篇：核电厂主要生产系统要点

核电厂主要生产系统

核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种：

1）压水堆核电厂

这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。

这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。

1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。

2）沸水堆核电厂

这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。

这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。

沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。

3）重水反应堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。

这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。

1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。

4）石墨气冷堆核电厂

这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。

前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。

5）快中子堆核电厂

这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。

这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。

快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。

到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。

1压水堆核电厂系统构成

压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。

图1.2－1 压水堆核电厂系统原理图

每台压水堆机组都由反应堆－蒸汽发生器－汽轮机－发电机－稳压器－主泵组成。

1、一回路系统及主要设备

一回路系统又称为反应堆冷却剂系统，一回路内的高温高压含硼水流经反应堆堆芯，吸收堆芯核裂变放出的热能；进入蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给蒸汽发生器二回路侧；再被反应堆冷却剂泵送入反应堆。如此循环往复，构成封闭环路。

现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统主要由反应堆、冷却剂泵（以后简称主泵）、蒸汽发生器、稳压器和主管道组成。反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路，每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的主管道组成。

反应堆冷却剂系统示意图见图1.2-2。

图1.2-2 压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图

反应堆主要由压力容器、堆内构件、堆芯和控制棒驱动机构组成；  反应堆压力容器工作在高压(15.5MPa左右)、高温、含硼酸水介质和放射性辐照的环境条件下，不仅用于支撑和包容堆芯和堆内构件，还作为一回路冷却剂的重要压力边界，起着防止裂变产物逸出的作用。 堆内构件主要用于堆芯部件的支承、对中和导向；引导冷却剂流入流出堆芯；为堆芯内仪表提供支承和导向；保护压力容器，延长其寿命。它主要包括上部堆内构件和下部堆内构件两大部分。

 堆芯（反应堆活性区）的主要作用是建立和维持可控链式核裂变反应，将燃料核裂变产生的能量大部分转换成热能，并将热能传递给一回路冷却剂。

 控制棒驱动机构是核反应堆安全的重要动作部件，通过它的动作，带动控制棒组件在堆芯上下抽插，以实现反应堆的启动、功率调节、剩余反应性补偿和停堆操作。控制棒驱动机构主要包括内部钩爪组件、驱动轴组件、耐压壳组件、磁轭线圈组件和位置指示组件等部件。

主管道将冷却剂从反应堆压力容器传送到蒸汽发生器，然后输送到主泵，再由主泵增压打回反应堆压力容器。每个环路上的主管道段包括热管段（反应堆压力容器到蒸汽发生器部分）、过渡管段（蒸汽发生器至主泵部分）、冷管段（主泵至反应堆压力容器部分）。

主泵作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的冷却剂流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。现代压水堆核电厂采用最广泛的是立式、单级轴封泵。

蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路和二回路之间的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给二回路，将二回路的给水变成蒸汽，推动汽轮机做功。同时，蒸汽发生器又是分割一回路和二回路介质的屏障，占一回路压力边界面积80%左右的蒸汽发生器传热管壁厚一般只有1mm左右，是一回路压力边界中最薄弱的部分，在运行中极易发生泄漏。因此，蒸汽发生器的质量和性能对于核电厂的安全性和经济性十分重要。目前我国除田湾核电站采用卧式蒸汽发生器外，其它电站均采用立式U型管自然循环蒸汽发生器。

反应堆冷却剂系统还设有稳压与卸压系统，该系统通过波动管线与主管道连接，由稳压器、卸压箱、稳压器波动（膨胀）管线、稳压器喷淋管线、稳压器安全阀、蒸汽排放管线以及汽－气混合物排放管线等部件组成。

稳压与卸压系统的主要功能是建立并维持一回路系统的压力；运行期间补偿一回路冷却剂因温度变化引起的容积变化，限制一回路压力因温度变化引起的波动，避免冷却剂在反应堆内沸腾，并控制一回路升、降压速度。整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器，通过波动管和一个环路的热管段相连。稳压器有气罐式和电加热式两种，现代压水堆核电厂普遍采用电加热式稳压器。

2、主要的安全系统

核电厂的安全系统的功能是限制事故发生后的后果，为一些重大的事故提供必要的应急冷却措施，并防止放射性物质的扩散。主要的安全系统包括余热导出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢气系统、蒸汽发生器辅助（应急）给水系统、重要用户中间冷却水系统、应急电源等。这些安全保护系统均采用独立设备和冗余布置，备有事故电源，安全系统可以抗地震和在蒸汽－空气及放射性物质的恶劣环境中运行。简单介绍如下：（1）余热导出系统

余热导出系统主要功能是把反应堆停堆后的余热热量从反应堆冷却剂系统中传递出去。

余热导出系统主要由余热交换器、余热排出泵以及有关管道、阀门和运行控制所必需的仪器仪表组成。该系统正常运行时，反应堆冷却剂从主管道热段流向余热排出泵，通过余热交换器传热管再返回主管道冷段，热量则通过余热交换器传递到设备冷却水系统中。

（2）应急堆芯冷却系统

应急堆芯冷却系统主要功能是在出现某些事故时，通过注入含中子吸收物质（硼）的冷却剂，冷却堆芯并提供附加停堆能力。应急堆芯冷却系统主要由安注箱、安注泵、离心上充泵、余热排出泵、换料水贮存箱、硼注射箱及有关的阀门、管道组成。

（3）安全壳

安全壳是用于容纳反应堆冷却剂系统和某些安全重要系统的设备，在运行时对冷却剂系统的放射性辐射进行屏蔽，限制泄漏；在一回路或二回路发生泄漏事故时，承受内压并限制泄漏。安全壳还具有抵抗外部事件（飓风、飞射物撞击）保护反应堆的能力。

安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，主体由预应力混凝土穹顶封闭的立式预应力混凝土筒体构成，内侧覆有起密封作用的碳钢衬里。

（4）安全壳隔离系统

安全壳隔离系统为贯穿安全壳的流体系统提供了隔离手段，将事故后可能释放到安全壳中的任何放射性都包容在安全壳内，保证安全壳泄漏率不超过规定的限值。

安全壳隔离系统主要由安全壳隔离阀和相关管道组成。在某些事故情况下，当安全控制系统发出隔离信号时，这些隔离阀快速关闭，防止放射性物质向周围环境释放。另外，在主蒸汽管道发生破裂时，还能及时隔离蒸汽发生器，防止反应堆冷却剂系统过冷或安全壳超压。

（5）安全壳喷淋系统

该系统的功能是维持安全壳内压力。某些事故发生后，当安全壳内的压力上升到一定限值，安全壳喷淋泵启动，把含有硼和氢氧化钠的溶液向安全壳内均匀地喷淋，在降低安全壳内温度和压力的同时，溶解安全壳内的放射性碘，减少放射性物质向环境释放的可能性。

安全壳喷淋系统主要由安全壳喷淋泵、喷淋总管道、喷淋添加剂箱、液体喷射器和若干隔离阀及为保证系统运行所需的管道、仪器仪表组成。

（6）安全壳消氢系统

该系统的设计是基于美国三哩岛事故经验反馈的结果。三哩岛事故中，由于氢气大量聚集在安全壳顶部，最后引起氢爆炸，进一步恶化了事故后果。安全壳消氢系统的主要功能是，在发生冷却剂失水事故时，降低安全壳内氢气的含量，防止氢爆。

该系统主要由氢复合器、若干风机、过滤器和相关管路组成。（7）蒸汽发生器辅助（应急）给水系统。

在二回路的主给水失去的事故情况下，该系统投入使用，向蒸汽发生器供应足够的给水来排出一回路系统的热能。另外，在某些情况下，如小破口失水事故等，该系统也投入使用。

该系统主要由辅助给水泵、除氧水箱、除盐水贮存箱、调节阀、截止阀和相应的管道组成。该系统投入运行时，辅助给水泵将除氧水箱或除盐水贮存箱中的水打入蒸汽发生器中，保持蒸汽发生器的水位能够淹没传热管，防止事故的进一步扩大。

（8）重要设备中间冷却水系统。

该系统的主要功能是向反应堆装置、主泵、反应堆装置的辅助系统、安全系统提供冷却水并导出热量。

（9）应急电源

核电厂每台机组都安装有应急柴油发电机组，正常运行时处于热备用状态，一旦发生失电事故，要求该系统在十几秒时间内启动，自动带上负荷，为反应堆安全系统提供驱动力。

系统的主要设备是应急柴油发电机组。

3、核辅助系统

核辅助系统主要包括化学和容积控制系统、反应堆和乏燃料冷却和处理系统、三废系统、通风空调系统和核测量控制系统等。

（1）化学和容积控制系统 该系统主要作用有：

 在所有运行工况下维持反应堆冷却剂系统的物质平衡和水质；  贮存与供应除盐除氧水及氢氧化锂与联氨，调节一回路水化学工况；  贮存并向安全注入系统和反应堆及乏燃料水池冷却和处理系统提供不同浓度值的硼酸溶液，控制反应堆反应性；  向稳压系统供喷淋水，向主泵密封供水并冲洗轴封；  向稳压器和余热系统泄压阀充水；

 净化溶解在一回路冷却剂中的离子态杂质，净化以晶体状态存在于一回路冷却剂中的放射性腐蚀物，保证在燃料元件表面没有沉淀物，降低一回路设备和管道的放射性污染水平；

 处理各种工况下从一回路引出的含硼水，供应高、低浓度硼酸溶液，净化硼酸溶液等等。

 此外，化学和容积控制系统还起着安全功能。在事故情况下，化学和容积控制系统可向反应堆冷却剂系统供给含硼酸的冷却剂。化学和容积控制系统主要有下泄、上充两大子系统。

下泄系统从主回路冷段管道抽出冷却剂，通过下泄控制阀流向再生热交换器，再通过下泄孔板流向下泄热交换器，通过调节阀进入下泄离子交换器（俗称混合床离子交换器）、阳离子交换器、下泄过滤器等进行净化和过滤，最终流到容积控制箱，并在容积控制箱内完成载热剂的除氧。

下泄系统主要由再生热交换器、下泄孔板、下泄热交换器、混合床离子交换器、阳离子交换器、容积控制箱和相关的阀门、管道组成。

上充系统从容积控制箱内取冷却剂，由上充泵打回反应堆冷却剂系统。上充系统主要由上充泵和相关的阀门、管道组成。

另外，化学和容积控制系统还包括冷却剂补给和化学物质添加系统、一回路冷却剂净化和处理系统等。

冷却剂补给和化学物质添加系统主要由化学水箱、硼水贮存箱、化学试剂补给箱、加药泵、硼酸过滤器、硼注射箱和相关的阀门、管道等部件组成。（2）反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统

与火电厂不同，核电厂使用过的燃料不会立即运出，将被从堆芯转至乏燃料水池。在那里被冷却和降低放射性水平。反应堆和乏燃料水池的冷却和处理系统的主要功能是降低乏燃料水池内燃料元件的剩余热量；在所有工况下导出乏燃料水池内乏燃料余热，充注乏燃料水池；在换料和停堆检修时，不能利用余热排出系统时，可利用辅助冷却系统来冷却堆芯；堆芯换料时排空反应堆竖井、堆内构件及水封闸板间腔室或向其充水，保持乏燃料水池的水质并降低放射性；在发生事故时，它向反应堆安全壳喷淋系统和安全注入系统提供足量的硼酸溶液。

该系统主要由输水泵、冷却器、排水泵、集流母管和排水管线组成。（3）三废处理系统 ①废气处理系统

废气处理系统主要是用来控制排放废气中放射性惰性气体和气溶胶的含量，使气体流出物的放射性含量符合国家规定的排放定值。通过吸附或压缩贮存的方式使废气中放射性物质在特定的容积内自然衰变，测得废气的放射性合格后，通过过滤、除碘、空气稀释后排向烟囱，达到保护环境的目的。

②废液处理系统

废液处理系统对含有放射性的液体废物进行处理，保证向环境排出的废液达到排放标准。它通过蒸发或过滤的方式对废液进行放射性分离，得到的低于排放浓度限值的液体可直接向环境排放，而得到的少量放射性浓缩液或过滤后的放射性废树脂采用水泥固化、深埋的处理方式，以达到保护环境的目的。

③固体废物处理系统

固体废物处理系统对核电站产生的放射性固体废物（废中子测量通道、放射性污染的废检修工具、更换下来的放射性高效过滤器、个人防护用品、被放射性污染的建筑材料和保温材料、液体废物固化体灯）进行处理。通常采用分拣、减容、固定、固化等办法使放射性固体废物形成易运输，易加工、性能稳定的物体，以便于在后处置场对其进行后处理。

有些电站三废处理系统还包括硼回收系统、放射性废液排放系统以及流水排放系统等。

（4）通风空调系统 通风空调系统的主要功能是为重要设备和人员提供足够的冷却能力和空气循环的能力，保证重要设备的正常运行，保持或改善人员的工作环境，并降低事故情况下放射性外泄的可能性。

通风空调系统一般有控制棒驱动机构风冷系统、反应堆堆坑的通风系统、安全壳内的连续通风系统、安全壳内的空气净化系统、核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、汽轮机厂房通风系统、主控室空调系统、上充泵房应急通风系统、辅助给水泵房通风系统、主要厂用水泵站通风系统、废物辅助厂房通风系统、安全注入和喷淋泵电机房通风系统等。

（5）核测量控制系统

为了预防事故的发生，保证反应堆在既定参数下安全稳定运行，就必须监测反应堆中核裂变的情况，并给予必要的干预手段进行调整。

用于监督如堆功率、堆周期、中子通量分布等情况的系统统称为核测量系统。用于调节的系统称为核控制调节系统，核电厂控制调节系统包括堆功率调节系统、稳压器控制系统、蒸汽发生器水位控制系统和蒸汽排放控制系统等。

4、常规岛系统

压水堆核电厂的常规岛部分主要包括二回路系统（汽轮机发电机系统）、循环水系统、电气系统及厂用电设备。

核电厂常规岛的系统和设备与火力发电厂相类似，主要区别在于：（1）核电厂常规岛系统某些设备和系统也涉及核安全要求，因此，对制造、安装和运行等有更高的要求；

（2）核电厂的主蒸汽采用中参数的湿蒸汽，压力和温度较低，为了获得大功率，只能增加主蒸汽的流量，因此核电厂的主蒸汽流量比火力发电机组大。由于二回路温度压力较低，其压力边界的选材与常规火电站不同。

（3）由于中参数湿蒸汽经汽轮机高压缸做功后，湿度提高，核电厂汽轮机在热循环中增加了汽水分离再热系统，这是核电厂与火力发电厂在常规岛部分的明显不同之处。

2重水堆系统简介

加压重水反应堆（PHWR）是由加拿大经多年研究发展而成，它采用天然二氧化铀作为燃料，重水D2O作为慢化剂和冷却剂。燃料元件置于水平设置的压力管内，反应堆两端面各有一台装换料机，可实现不停堆换料。反应堆的控制采用垂直插入的多种中子吸收反应性控制装置来完成。我国目前秦山三期有两台CANDU6加压重水堆核电机组（728MWe）正在运行。

PHWR堆主要由慢化剂系统、一回路热传输系统、停堆冷却系统、专设安全系统、安全支持系统和供电系统等组成。

慢化剂系统在低温低压下运行并单独冷却，它与一回路热传输系统冷却剂完全隔离。在慢化剂系统重水中会产生相当大量的氚。氚的放射性较强，其经济价值也很高，从经济和安全性考虑，都要对氚进行严格的监测。

一回路热传输系统的最主要特点是用几百根压力管在堆芯内容纳高压冷却剂，而不是一个单一的压力容器。在600 MWe－PHW反应堆中的分为两个独立的“8”字形冷却剂环路，每个环路包括两台泵，四个集管（两个入口集管和两个出口集管），两台蒸汽发生器和大量热传输支管和燃料通道，见图1.2－3。

图1-5 加压重水反应堆流程图 停堆冷却系统在停堆后为燃料和一回路热传输系统提供冷却，并在低温条件下持续长期运行。该系统主要由位于反应堆一端的一台泵和一台蒸汽发生器组成，两个热传输回路的入口集管和出口集管之间互相连接。

专设的安全设施有：1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统和安全壳系统等。

 1号停堆系统主要采用28根镉棒加载，镉棒受重力作用并在弹簧辅助下落入堆芯。在要求停堆时，这系统切除吸收棒抓钩的供电，使吸收棒落入慢化剂中。

 2号停堆系统通过6个水平放置的管嘴迅速将硝酸钆浓溶液注入慢化剂，2号停堆系统独立于1号停堆系统，功能上具有多样性，实体位置是隔离的。

 应急堆芯冷却系统由三个阶段组成，高压阶段利用气体压力将水从位于反应堆厂房外的水箱注入堆芯；中压阶段用应急堆芯冷却系统的回收泵将位于反应堆厂房内的喷注水箱的水注入堆芯；低压阶段用泵将已收集在反应堆厂房地坑的水经应急堆芯冷却热交换器注入堆芯。

 安全壳系统由带环氧树脂内衬的混凝土安全壳结构（包括自动触发的喷注系统和空气冷却器的热阱），过滤排风系统，出入气密闸门，安全壳延伸部分和自动触发的安全壳隔离系统组成。

安全支持系统包括应急供水系统、应急供电系统、厂用水系统、仪表空气系统和第一组供电系统。这些辅助设施置于厂区内较远的区域，作为其它系统的备用系统，尤其是地震时。应急供水系统在应急状态下，向一回路热传输系统、二次侧冷却回路、应急堆芯冷却系统热交换器供水。应急电源向应急水供给泵和阀供电，此外，它作为替代电源，向应急堆芯冷却泵和某些应急堆芯冷却系统阀门以及操作员在第二控制区远距离控制的其它安全和控制系统供电。

供电系统分为4级：I、II、III和IV级，系统级别与断电有关。专设安全系统，设备保护和工艺考虑对供电允许断电和可接受断电提出了不同要求。在安全线路设计中采用专门的措施，来保证任一安全系统内所有通道之间被隔离。这种隔离措施适用于设备间，电缆布线和电力供应。此外，对于安全相关的线路，在反应堆厂房内采用两路分隔的电缆线路。3高温气冷堆系统简介

高温气冷堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆，是国际核领域第四代核能系统中六种备选堆型之一。目前在我国山东省正在建设高温气冷堆示范工程（简称HTR－PM）。

HTR－PM采用两堆带一机的设置，即电站由两座反应堆组成，每座反应堆接一蒸汽发生器，每座反应堆有独立的二回路系统，包括：给水泵、给水调节阀、给水隔离阀、主蒸汽隔离阀和主蒸汽安全阀。两座反应堆共用蒸汽－电力转换系统，包括：启动-停堆回路、汽轮机/发电机系统等，见图1.2－4。

图1.2－4 高温堆核岛系统图 整个电站由一回路系统、专设安全设施、仪控及剂量监测系统、电力系统、辅助系统、蒸汽电力转换系统等组成。

一回路系统由反应堆和蒸汽发生器及主氦风机组成，反应堆和蒸汽发生器及主氦风机分别布置在反应堆压力容器、蒸汽发生器壳体两个压力容器内，其间用热气导管壳体相连接，构成“肩并肩”的布置方式，安装在混凝土屏蔽舱室内。

专设安全系统主要有包容体系统、余热排出系统、隔离系统、蒸汽发生器事故排放系统。

核岛辅助系统主要包括燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、屏蔽冷却水系统、设备冷却水、厂用水、放射性废物处理、反应堆厂房通风空调系统等。

仪、控及剂量监测系统主要包括主控制室和备用停堆点、反应堆保护系统、反应堆控制系统、核测量系统、过程测量系统、地震监测系统、辐射和剂量监测系统、主控制室报警系统、核岛通信系统、核岛信号接地系统等。

HTR－PM 电力系统由厂外电力系统和厂用电系统组成。AP1000核电站简介

AP1000是美国西屋电气公司设计开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电站，是当今世界上最先进的“第三代”核电技术的代表。它的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造。它在全世界第一次将进一步提高核电的安全性和经济性很好的统一起来，在批量建设的条件下，在经济性上具有与传统火电相比的竞争能力。

下面对AP1000的几个主要系统及模块化建造进行简单的介绍：

1、AP1000反应堆冷却剂系统

AP1000反应堆冷却剂系统的主要功能与传统压水堆核电站的功能要求相同，因而两者的设计基准、主要设备的安全分级、制造质量要求、抗震要求以及选材方面的考虑也基本相同。但由于AP1000安全系统的非能动化，降低了冷却剂系统及其相连系统的某些安全功能的要求，因而在冷却剂系统及其设备的设计上均有许多不同的特点。

AP1000一回路由2个环路组成，每一个环路由一台蒸汽发生器、一条热段主管道、两条冷段主管道和两台主泵组成，另有一台稳压器连接到其中一个环路的热管段，见图1.2－5所示。

1）反应堆压力容器

AP1000反应堆压力容器是基于西屋公司三环路压力容器的设计改进而成，由上封头、上筒体、下筒体、过渡段、下封头组成，采用低合金钢（SA－508 Grade3 Class1）锻件和板材制造，筒体壁厚203mm，内部带有5.6mm厚的奥氏体不锈钢（308L）堆焊层。下封头、过渡段、下筒体和上筒体焊接在一起。下封头上没有贯穿件，堆芯中子测量仪表从上封头引入，减少了下封头贯穿件失效引起的堆芯损坏风险。此外，为了简化反应堆换料过程，AP1000采用一体化堆顶结构。

2）反应堆冷却剂泵

主泵采用无轴封泄漏的屏蔽式主泵，入口直接焊接在蒸汽发生器底部，出口连接到冷段主管道上。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降，简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。并且由于没有轴密封装置，消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。

图1.2－5 AP1000一回路布置 泵电机是一个立式、水冷、鼠笼感应式电机，通过螺栓与主泵壳体法兰连接，不需要其它支撑结构。主泵的水力部件（包括叶轮、扩压片以及与扩压片相连的结构）直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，检修屏蔽泵时随同电机模块一同拆卸。

屏蔽式主泵相对于传统的轴封式主泵，在维持反应堆冷却剂系统压力边界完整性方面具有独到的技术优势，能够显著减少核电站失水事件的发生频率。AP1000屏蔽式主泵结构图，见图1.2－6。

3）蒸汽发生器

AP1000采用2台典型的直立式带有一体化汽水分离器的倒U型管自然循环蒸汽发生器，传热面积接近125000ft2（11500m2），垂直支撑由单根立柱承担。

AP1000蒸汽发生器的主要技术特点有以下几点：

 蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列，三叶状孔（梅花孔）支撑板

图1.2－6 主泵结构图 改进了防振条工艺；

 U型传热管采用镍－铬－铁合金690热处理管；

 管板上的传热管采用全深度液压胀管，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙；

 蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行；  采用一体化的汽水分离器；

 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养。 蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接 4）主管道

AP1000反应堆冷却剂系统有两个环路，每个环路上有1条内径为31寸的热段管道和2条内径为22寸的冷段管道；其中一个环路上接有1条螺旋形稳压器波动管线。

与传统压水堆相比，AP1000主管道的设计在安全方面有两个较突出的优点：  稳压器波动管的布置更加合理，有利于减少影响主管道寿命的热分层现象。

 AP1000反应堆冷却剂系统应用了LBB（先漏后裂）设计准则，其设计理念更加先进，简化了一回路的支撑设计，不仅有利于在役检查，而且有利于防止大失水事故的发生。

5）稳压器

AP1000稳压器采用传统压水堆成熟技术，结构简单，由直立式筒体和上下封头组成，容积增大到约59m3。由于稳压器容积率增加，AP1000相应的瞬态响应能力增强，可以减少停堆事件发生频率，并有利于限制事件发展。

2、AP1000非能动安全系统

AP1000的非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、安注和自动降压系统、余热排出系统和安全壳冷却系统等。

与传统的压水堆安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。通过这些设计，AP1000机组的安全性得到了显著的改进，其堆芯熔化概率为3×10-7/堆年，远低于美国核电用户要求文件（URD）要求的1×10-5/堆年。

非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与同样容量的传统核电站设备相比，AP1000 的阀门、管道、电缆、泵、抗震厂房容积分别减少了50％、83％、87％、36％和56％，节省了所需的大宗材料和现场劳力。

3、安全壳系统

AP1000的安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。安全壳及内部结构剖面图见图1.2－7。

AP1000与当前运行电站相比，安全壳机械贯穿件的数量大大减少，正常隔离阀处于关闭状态的比例更高。正常打开的隔离阀也是故障自动关闭的。

图1.2－7 安全壳

4、仪表和控制系统

AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免发生共模失效。主控室采用布置紧凑的计算机工作站控制技术，人机接口设计充分考虑了运行电站的经验反馈。

5、模块化建设

核电厂的模块化设计是将核电厂的整体系统结构，包括它们的支撑和部分土建结构，根据其组成的特点，切割成若干可以在工厂中进行加工制造的模块，如设备模块，管道模块，结构模块，土建模块等，将这些模块在工厂完成预制，然后利用各种交通工具将其运抵现场，实施安装。模块化建设能够有效地降低核电厂的建设造价，缩短建设周期，提供经济性。

AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个，机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建造大量减少了现场的人员和施工活动。

通过与前期工程平行开展的按模块进行混凝土施工、设备安装的建造方法，AP1000的建设周期大大缩短至60个月，其中从第一罐混凝土到装料只需36个月。EPR核电系统简介

EPR 是法马通和西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站。EPR保持了压水堆技术的延续性，采纳了法、德两国最新投入运行的N4和Konvoi反应堆所应用的新技术，与传统的压水堆型相比，它达到了法国核安全局对未来压水堆核电站提出的核安全标准，并提高了核电的经济竞争力，EPR的电厂效率能达到36%～37%，发电成本将比N4系列低10％。

EPR为单堆布置四环路机组，电功率1525MWe，设计寿命60年。EPR为双层安全壳设计，内层为直径46.8米、高度57.5米的预应力混凝土，外层采用加强型的钢筋混凝土壳抵御外部灾害，内、外层的厚度都是1.3米，内外之间为环行空间，相距1.80米。内层安全壳带有防泄漏的金属衬里覆面。2.6米厚的安全壳可抵御坠机等外部侵袭。EPR主设备包括:一台反应堆压力容器、四台蒸汽发生器、四台主泵、一台稳压器以及相互之间连接的主管道。

1、反应堆压力容器

EPR反应堆压力容器由顶盖、筒体和球形下封头组成，设计寿期60年，由锻造的铁素体钢16MND5制造，重409t，长11m，直径约6m，环形锻件，无纵向焊缝，活性区无焊缝。大型焊缝的数量和几何尺寸减少，上部筒体为整体锻件机加工而成，法兰与接管段壳体是一体的，法兰与接管段之间焊缝减少再加上管嘴可调节式设计，这样就增加了管嘴到堆芯顶部的垂直距离，因此在假设冷却剂丧失下，操纵员将有更多时间应对堆芯裸露危险。压力容器下部有堆芯高度的圆筒形部分、过渡段及球形下封头组成。因为堆芯内仪表由压力容器顶部上封头引入，因此下封头没有任河贯穿件通过。整个内表面堆焊奥氏体不锈钢覆盖层，为减少腐蚀产物放射源项，规定堆焊材料的残余钴含量低，小于0.06%。在设计寿期末RPV材料延脆性转变温度RTNDT要求仍低于30℃。压力容器的设计便于在役检查期间进行无损检验，特别是其内表面是可接近的，允许从内部对焊接接头进行100%的目视及超声波检查。

2、蒸汽发生器

EPR也采用U形管束立式蒸汽发生器，装备有自然循环热交换器及轴向节能器。单位重量约539t，长约25m，直径约6m。蒸汽发生器下封头采用一体锻制而成。EPR蒸汽发生器增加了热交换面积并采用轴向节能器，因而饱和蒸汽压力能够达到7.8MPa，而且电厂效率能达到36%～37%。管束材料采用因科镍690合金，钴含量平均值低于0.015%，管束围板由18MND5钢制成的。

3、稳压器

EPR稳压器重150t，长14m，直径3m。所有的稳压器边界部件，除加热器贯穿件外，都是铁素体锻钢制成，并有两层堆焊覆面。钢的等级同反应堆压力容器。加热器贯穿件采用不锈钢材料，焊接材料为因科镍合金。稳压器由一组焊在本体上的支架支撑。侧向的限制器可以防止稳压器在假想地震或事故中发生摆动。EPR在稳压器封头和阀门之间设有一层楼板，便于加热器更换并降低阀门维修时的辐射剂量。

EPR 稳压器设计寿命60年。

4、主泵

EPR有4个输热环路，在每个环路中的冷管段上均安装有一台主泵。反应堆主泵是N4反应堆主泵的增强型，其特点是叶轮末端安装了静液压轴承，因此轴线振动水平非常低。

增加了新的安全装置“停车密封”作为轴密封的备用。轴密封以静密封作为备用，一旦泵停止运行并且泄漏管线关闭时，停车密封就关闭。它在所有各级轴密封系统逐级失效情况下或同时失去设备冷却水和用于密封的化容注入水情况下，保证轴的密封性能。

5、主管道

EPR主管道材质采用奥氏体超低碳不锈钢；主管道为Z2CN19.10型，主管道尺寸为Φ780×76mm；波动管为Z2CND18.12型，波动管尺寸为Φ325.5×35mm。管道的焊接工艺实施了重大改进，使用轨道窄间隙TIG焊接技术得到均匀的圆周焊缝。使用自动TIG机焊接，大大减少了焊接金属体积并提高了焊接质量。奥氏体与铁素体部件之间的双金属焊通过因科镍52直接自动焊接进行。辅助及仪表管线通过接管、支管及管接头与主管道连接。大的接管与主管道采用整体锻制，小的接管焊在主管道上，化容系统的接管与主管道采用整体锻造，目的在于提高抗热疲劳能力。

第三篇：医院辐射监测方案

医院环境辐射监测方案

为加强对放射源管理与放射工作人员健康管理，控制放射性物质的照射，规范放射工作防护管理，保障相关员工健康和环境安全，根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》要求，结合我院实际，特制定本方案。

一、个人剂量监测

1、我院辐射环境监测工作由放射防护领导小组组织，放射科、核医学科具体实施，医院预防保健科负责联系有剂量监测资质的机构对我司参与放射源管理人员进行个人剂量监测。

2、个人剂量监测期内，个人剂量计每三个月检测一次。佩戴周期第三个月份的月底各有关部门放射防护管理人员收齐本部门放射工作人员的个人剂量监测仪后交至预防保健科更换佩戴个人剂量计，预防感染科统一将个人剂量计送至有资质机构检测并领取新的个人剂量计。

3、剂量监测结果一般每季度由预防保健科向各有关部门通报一次；当次剂量监测结果如有异常，预防感染科通知具体放射工作人员及部门分管领导。

4、预防保健科和放射防护领导小组负责建立我院放射工作人员的个人剂量档案。

二、放射工作人员健康检查

我院预防保健科科联系有放射人员体检资质的医院，组织相关放射工作人员每年进行一次健康检查，并建立健康档案。未经体检和体检不合格者，不得从事放射性工作。

三、工作场所监测

后勤设备管理科负责联系有放射设备性能、工作场所防护监测资质的机构对我院放射设备进行每年一次的设备性能与防护监测。

1、外部监测：根据需要联系有监测资质的机构对我院放射工作设备性能与场所辐射防护进行监测或环境评价。

2、内部监测：由核医学科每季度初指定专人对我院存放放射物质场所进行监测，并记录档案。

3、应急监测：应急情况下，为查明放射性污染情况和辐射水平进行必要的内部或外部监测。

某医院

年月日

第四篇：煤矿监测监控系统现状与发展趋势

我国煤矿监测监控系统现状与发展趋势

煤炭科学研究总院抚顺分院 前言

自2000年以来，随着国家对煤矿企业安全生产要求的不断提高和企业自身发展的需要，我国各大、中、小煤矿的高瓦斯或瓦斯突出矿井陆续在装备矿井监测监控系统。系统的装备大大提高了矿井安全生产水平和安全生产管理效率，同时也为该技术的正确选择、使用、维护和企业安全生产信息化管理提出了更高的要求。

本文详细论述了近年来我国煤矿安全生产监测监控系统的研制开发、推广使用、维护管理经验和存在的问题，对系统的软件技术和功能、硬件及接口技术的可靠性和兼容性、传感器技术的稳定性和可靠性、企业安全生产信息化管理技术的发展提出了展望。2 现状

(1)发展过程

我国监测监控技术应用较晚，80年代初，从波兰、法国、德国、英国和美国等（如DAN6400、TF200、MINOS和Senturion-200）引进了一批安全监控系统，装备了部分煤矿；在引进的同时，通过消化、吸收并结合我国煤矿的实际情况，先后研制出KJ2、KJ4、KJ8、KJ10、KJ13、KJ19、KJ38、KJ66、KJ75、KJ80、KJ92等监控系统，在我国煤矿已大量使用。实践表明，安全监控系统为煤矿安全生产和管理起到了十分重要的作用，各局矿已作为一项重大安全装备。由于当时相当一部分监控系统由于技术水平低、功能和扩展性能差、现场维修维护和技术服务跟不上等原因，或者已淘汰、或者停产。因此造成相当一部分矿井无法继续正常使用已装备的系统。特别是近年来由于老系统服务年限将至，已无继续维修维护的必要，系统面临更新改造的机遇。

.1.随着电子技术、计算机软硬件技术的迅猛发展和企业自身发展的需要，国内各主要科研单位和生产厂家又相继推出了KJ90、KJ95、KJ101、KJF2000、KJ4/KJ2000和KJG2000等监控系统，以及MSNM、WEBGIS等煤矿安全综合化和数字化网络监测管理系统。同时，在“以风定产，先抽后采，监测监控”十二字方针和煤矿安全规程有关条款指导下，规定了我国各大、中、小煤矿的高瓦斯或瓦斯突出矿井必须装备矿井监测监控系统。因此，大大小小的系统生产厂家如雨后春笋般的不断出现，为用户提供了更多的选择机会、也促进了各厂家在市场竞争条件下不断提高产品质量和服务意识。

（2）系统组成

系统由早期的地面单微机监测监控已发展成为网络化监测监控以及不同监测监控系统的联网监测。其主要由监测终端、监控中心站、通信接口装臵、井下分站、传感器组成。结构图如下：

.2.3 我国煤矿监测监控系统的技术水平3.1 系统中心站

环境监测。主要监测煤矿井下各种有毒有害气体及工作面的作业条件，如高浓度甲烷气体、低浓度甲烷气体、一氧化碳、氧气浓度、风速、负压、温度、岩煤温度、顶板压力、烟雾等。

生产监控。主要监控井上、下主要生产环节的各种生产参数和重要设备的运行状态参数，如煤仓煤位、水仓水位、供电电压、供电电流、功率等模拟量；水泵、提升机、局扇、主扇、胶带机、采煤机、开关、磁力起动器运行状态和参数等。

中心站软件。具有测点定义功能；具有显示测量参数、数据报表、曲线显示、图形生成、数据存储、故障统计和报表、报告打印功能。其中，部分系统可实现局域网络连接功能，并采用国际通用的TCP/IP网络协议实现局域网络终端与中心站之间实时通信和实时数据查询。

随着计算机软件技术日新月异的发展，目前，各厂家的系统应用软件正不断更新版本，如KJF2000系统中心站应用软件版本2.40和MSNM局域网络终端应用软件版本1.1的操作界面全部实现了可视化和图形化功能，而且具备矿井采空区火灾早期预测预报和专家决策分析功能；具备皮带运输机全线火灾监测功能；具备井下瓦斯抽放监控功能。3.2 局域网络

网络系统应用软件。抚顺分院开发率先开发的WEBGIS数字化矿山安全监测监管网络系统应用软件版本1.10，采用人性化设计，利用Web GIS技术使得大到省煤矿安全生产监督管理局、矿业集团公司所辖各矿井分布位臵，小到各矿采区工作面实际尺寸及设备实际使用位臵，以任意无级缩小或无级放大图形的形式达到图形和数据的无缝集成和浏览；提供完备的安全监测与安全信息管理和监管功能；建立煤矿基础数据库、对主要图纸（通风系统图、采掘工程平面图、井下运输系统、抽排水管路系统图、电气系统布线图等）实现动态浏览；实现安全信息的共享和设备隐患排查；

.3.安全信息的网上公开（公司内部）；安全隐患排查及信息发布（如对各矿下达整改通知）等。与WEBGIS安全监测系统相配合，可实现对矿井通风系统安全性分析、诊断、评价、管理及通风网络调整的科学决策。其网络结构如下：

3.3 煤矿监控系统井下分站。

尽管各厂家的监控系统井下分站形式多样，但基本上具备了如下功能：

 开机自检和本机初始化功能  通信测试功能

 分站设程控功能（实现断点仪功能、风电瓦斯闭锁功能、瓦斯管道监测功能和一般的环境监测功能等） 死机自复位功能且通知中心站

 接收地面中心站初始化本分站参数设臵功能(如传感器配接通道号、量程、断电点、断电点、报警上限和报警下限等) 分站自动识别配接传感器类型（电压型、电流型或频率型等）

.4. 分站本身具备超限报警功能

 分站接收中心站对本分站指定通道输出控制继电器实施手控操作功能和异地断电功能。

3.4 系统配接的各种传感器控制器

传感器的稳定性和可靠性是煤矿监测监控系统能正确反映被测环境和设备参数的关键技术和产品。目前国内生产和用于煤矿监测监控系统的传感器主要有瓦斯、一氧化碳、风速、负压、温度、煤仓煤位、水仓水位、电流、电压和有功功率等模拟量传感器，以及机电设备开停、机电设备馈电状态、风门开关状态等开关量传感器，以上传感器的开发和应用基本满足了煤矿安全生产监测监控的需要，但国产传感器在使用寿命、调校周期、稳定性和可靠性方面与国外同类产品相比还有很大差距，某些传感器（如瓦斯传感器）的稳定性还不能满足用户的需要。

实践表明，综合评价我国现有煤矿监测监控系统及配套传感器等设备的现场应用效果，煤炭科学研究总院重庆分院的KJ90、天地科技股份公司常州自动化分公司的KJ95、煤炭科学研究总院抚顺分院的KJF2000和北京瑞赛公司的KJ4/KJ2000等系统无论在软硬件功能、稳定性和可靠性、专业技术服务能力、企业性质和生产规模等方面几本代表了我国煤矿监测监控系统的技术水平。4 目前存在的问题 通信协议不规范

由于现有厂家的监控系统几乎都采用各自专用通信协议，所以，很难找到两个相互兼容的系统。目前，信息传输系统的兼容性已成为装备监控系统的各集团公司、矿井进一步补套和扩充系统功能的制约因素，主要是用户在装备了某厂家的系统后，在众多型号、价格不同、功能各具特色的监控系统的软件、硬件（如分站）的补套以及服务等方面，就别无选择地依赖于这个厂家。有些矿井为了安全生产的需要，在系统存在严重问题和.5.得不到技术服务的条件下，不得不废弃原有系统而另选择其他的系统。因此，通信协议不规范的后果是造成设备重复购臵、系统补套受制于人和不能随意进行软硬件升级改造。井下信息传输设备物理接口协议不规范

井下信息传输设备物理接口协议不规范也是制约用户进一步补套和扩充系统功能的关键因素。如KJF2000和KJ4/KJ2000系统，尽管两种系统均采用FSK技术，以及信息传输波特率均为1200bps或2400bps，但其传输信息的调制频率不同和传输信息的收发电压幅值不同也造成这两种系统的分站不能兼容。传感器等质量不过关

与监测监控系统配接的甲烷传感器已成为矿井瓦斯综合治理和灾害预测的关键技术装备，并越来越受到使用单位和研究人员的普遍重视。

据统计，国产安全检测用甲烷传感器几乎全部采用载体催化元件，然而，长期以来我国载体催化元件一直存在使用寿命短、工作稳定性差和调校期频繁的缺点，严重制约着矿井瓦斯的正常检测，与国外同类传感器比较差距较大。主要问题是：

a.抗高浓冲击性能差。在巷道瓦斯涌出量大的情况下元件激活。反复作用的结果造成零点漂移并使其催化性能下降，抗高浓冲击性能差是造成元件使用寿命低、稳定性差的主要原因。

b.对过分追求低功耗的元件，在矿井高湿度环境条件下,CH4在元件表面燃烧生成的水蒸气易于凝结在元件表面，降低元件使用寿命。

c.抗中毒性能差；

d.载体催化元件制作工艺水低，元件一致性差。现场管理和维护水平有待于加强

尽管国家和各省、地、市煤炭管理部门强制性要求各大、中、小煤矿的高瓦斯或瓦斯突出矿井必须装备矿井监测监控系统，并加大了对矿井安全生产的管理力度，但一些地方国有煤矿，特别是乡镇小煤矿，多数由于.6.缺乏专业技术人员而不能正常使用和维护已装备的系统，甚至对系统配接的传感器根本不进行调校。市场秩序亟待规范

大大小小的系统生产厂家的不断出现，无疑存在着市场竞争条件下初级阶段的恶性竞争，其结果是不仅损坏了厂家的利益，而且由于导致生产企业的系统研发后劲不足、技术支持能力降低，最终将影响产品用户的正常使用。此外，由于煤矿监测监控系统涉及计算机的软硬件技术和网络化管理技术、系统传输设备的软硬件技术、各种传感器技术、系统的完善和升级改造技术、技术支持和服务能力等综合性技术。因此，在选择某种系统时必须特别强调厂家的企业规模、研发能力、系统的技术水平和技术支持能力等。5 发展趋势

a.系统不仅能实现监测监控，而且在软件技术上应研究开发能根据被监测环境地点的参数进行有效的危险性判别、分析和提出专家决策方案。同时系统应用软件应向网络化发展，按统一的格式向外提供监测数据。

b.针对通信协议不规范和传输设备物理层协议不规范尽，应尽快寻找一种解决系统兼容性的途径或制定相应的专业技术标准，这对促进矿井监控技术发展和系统的推广应用均具有十分重要的意义;c.研制高可靠性瓦斯传感器；

d.矿井瓦斯爆炸多半是由电气火灾引起的，因此应研制智能化的高压开关柜、高压真空馈电开关、低压真空馈电开关等，依此向系统提供多参数的信息，如电流、电压、单相/三相漏电电流、开关运行状态、开关机械/电气闭锁状态等；

e.制定科学、合理的政策法规，研究提高煤矿安全管理水平的管理技术，使我国的煤矿安全生产管理从以人治为主，发展到以法治理。

.7.

第五篇：安检机辐射监测方案

东站汽车客运站X射线装置监测方案

一、为保证X射线装置的正常使用，保护行李安检操作人员及进站旅客的人身安全，特制定此监测方案。

二、从事射线装置的操作人员必须进行个人放射剂量监测。

三、监测须委托具有能力的相关专业部门进行，须出具有资质的个人剂量监测报告。

四、每次监测周期为一年，每三个月进行一次检测。

五、如监测过程中发现个人剂量超标，须委托专业部门进行检测分析超标原因，在事件未得到解决之前，暂停超标装置的使用。

六、新购入射线装置或原有装置进行关键零部件更换时须重新进行监测。

广州长溢汽车客运站有限公司

二〇一二年六月二十日