一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法和系统与流程

本发明涉及放射性监测技术领域，特别涉及一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法和系统。

背景技术

核电站主回路冷却剂放射性活度大小直接反映压水堆核电厂纵深防御体系第一道屏障燃料包壳的完整性。燃料包壳一旦发生破损将使燃料包壳与芯块间隙的放射性裂变产物泄漏至主回路冷却剂循环回路中，主回路冷却剂放射性活度水平增加，直接导致核电厂整体放射性水平升高，同时对核电厂工作人员、周边环境以及社会公众产生极为不利的影响。

现有的核电站回路冷却剂放射性检测主要是依靠工作人员取样，获取主回路冷却剂样品，在实验室通过放射化学分析手段检测主回路冷却剂的放射性活度水平。例如：在核电厂功率运行期间，每天开展一次主回路冷却剂取样及活度测量；在核电厂氧化净化的停堆阶段，平均每半小时开展一次主回路冷却剂取样及活度测量工作。由此可知，现有的核电站回路冷却剂放射性检测方法，不仅工作人员工作量大，检测效率低下，还增加了工作人员的职业照射剂量，存在安全风险。

技术实现要素：

为了解决现有技术的问题，本发明实施例提供了一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法和系统。所述技术方案如下：

一方面，本发明实施例提供了一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测系统，包括：

γ射线探测器，设置在核电站主回路上，用于采集主回路冷却剂中放射性核素释放的γ射线信号；

能谱分析器，与γ射线探测器连接，用于分析γ射线探测器获取到的γ射线信号，并计算出相应核素的放射性活度数据；

计算机，与能谱分析器连接，用于当获取的放射性活度数据超出预设阀值条件时，发出相应的高放射性预警。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测系统中，所述γ射线探测器包括：

一端设有开口的外壳、设置在外壳一端且包覆核电站主回路待测点和外壳一端开口的第一屏蔽体、插装在外壳一端开口中的准直器、设置在外壳内且与准直器的一端连接的半导体探测器、设置在外壳内且套装在半导体探测器上的闪烁探测器、设置在外壳内且套装闪烁探测器上的第二屏蔽体、以及用于通过比较闪烁探测器和半导体探测器发送的测量信号来排除半导体探测器在测量时受到的干扰信号的符合电路，符合电路分别与半导体探测器和闪烁探测器电连接。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测系统中，所述半导体探测器为p型hpge探测器，所述闪烁探测器为csi探测器。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测系统中，所述预设阀值条件包括：

当∑(gas)>1.48e+12bq/m³或¹³¹i(eq)>1.85e+10bq/m³时，触发工作站的警报，

其中，∑(gas)＝¹³³xe+¹³⁵xe+¹³⁸xe+^85mkr+⁸⁵kr+⁸⁷kr+⁸⁸kr；

¹³¹i(eq)＝-¹³¹i+¹³²i/30+¹³³i/4+¹³⁴i/50+¹³⁵i/10。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测系统中，所述计算机，还用于存储获取到的核素活度数据，并将获取到的核素活度数据，制备成相应的24小时内的变化趋势曲线。

另一方面，本发明实施例提供了一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法，包括：

采用预设在核电站主回路上的γ射线探测器，测量主回路冷却剂中放射性核素释放的γ射线信号，并计算出相应核素的放射性活度数据；

当放射性活度数据超出预设阀值条件时，发出相应的高放射性预警。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法中，所述γ射线探测器包括：

一端设有开口的外壳、设置在外壳一端且包覆核电站主回路待测点和外壳一端开口的第一屏蔽体、插装在外壳一端开口中的准直器、设置在外壳内且与准直器的一端连接的半导体探测器、设置在外壳内且套装在半导体探测器上的闪烁探测器、设置在外壳内且套装闪烁探测器上的第二屏蔽体、以及用于通过比较闪烁探测器和半导体探测器发送的测量信号来排除半导体探测器在测量时受到的干扰信号的符合电路，符合电路分别与半导体探测器和闪烁探测器电连接。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法中，所述半导体探测器为p型hpge探测器，所述闪烁探测器为csi探测器。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法中，所述半导体探测器为p型hpge探测器，所述闪烁探测器为csi探测器。

在本发明实施例上述的核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法中，所述方法还包括：

存储获取到的核素活度数据，并将获取到的核素活度数据，制备成相应的24小时内的变化趋势曲线。

本发明实施例提供的技术方案带来的有益效果是：

通过以半导体探测器、闪烁探测器、符合电路为基础的γ射线探测器，实现了核电厂主回路冷却剂在线连续γ能谱测量，进而完成主回路冷却剂中特征核素放射性活度分析，可替代工作人员取样实验室测量分析工作。减少工作人员的工作负荷，降低人员的受照剂量，提高监测效率。此外，通过闪烁探测器、符合电路能有效降低了康普顿散射射线和环境本底γ射线对主回路冷却剂中低能核素识别及主要核素活度分析结果的影响，提高了测量结果的精度。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是本发明实施例一提供的一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法流程图；

图2是本发明实施例一提供的一种γ射线探测器的结构示意图；

图3是本发明实施例二提供的一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测系统的结构示意图。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图对本发明实施方式作进一步地详细描述。

实施例一

本发明实施例提供了一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测系统，适用于对核电站主回路中冷却剂的放射性进行实时监控并预警，参见图1，该系统可以包括：γ射线探测器100、能谱分析器200、计算机300。

γ射线探测器100，设置在核电站主回路(即核电站的一回路，其中循环有用于将反应堆堆芯中的热能导向蒸汽发生器的冷却剂)上，用于采集主回路冷却剂中放射性核素释放的γ射线信号。

针对现有技术中，采用人工获取核电站主回路中冷却剂进行放射性检测所带来的一系列不便(检测效率低、检测人员有受辐射风险等)，在本实施例中，采用在核电站主回路上加载γ射线探测器，来实时监控主回路中冷却剂的放射性，进而对核电站主回路中存有的放射性泄露起到预警的效果。

能谱分析器200，与γ射线探测器连接，用于分析γ射线探测器获取到的γ射线信号，并计算出相应核素的放射性活度数据。

在本实施例中，可以通过能谱分析器200分析出冷却剂中各种放射性核素的γ射线信号，主回路冷却剂中主要核素包括：

惰性气体及其同位素：¹³³xe、¹³⁵xe、¹³⁸xe、^85mkr、⁸⁵kr、⁸⁷kr、⁸⁸kr；

碘同位素：¹³¹i、¹³²i、¹³³i、¹³⁴i、¹³⁵i；

铯同位素：¹³⁴cs、¹³⁷cs、¹³⁸cs。

其他核素：⁴¹ar、⁵¹cr、⁵⁴mn、⁵⁹fe、⁵⁸co、⁶⁰co、⁶⁴cu、⁹⁵zr、⁹⁵nb、⁹⁹mo、^110mag、¹²²sb、¹²⁴sb、¹³¹te、¹⁴⁰ba、²⁴na。

在实际应用中，可以选定所需监测的核素进行实时监控观测，主要是观察其放射性的活度数据信息。

计算机300，与能谱分析器连接，用于当获取的放射性活度数据超出预设阀值条件时，发出相应的高放射性预警。

在本实施例中，通过对获取的核素活度数据进行分析，当活度数据超出一定的预设阀值条件时，可以自动判断核电站主回路的冷却剂中放射性超标，存有放射性物质泄漏的风险，需要发出相应的高放射性预警，供检修人员进行相应的核电站检修工作。

具体地，预设阀值条件可以包括：

当∑(gas)>1.48e+12bq/m³或¹³¹i(eq)>1.85e+10bq/m³时，触发工作站的警报，

其中，∑(gas)＝¹³³xe+¹³⁵xe+¹³⁸xe+^85mkr+⁸⁵kr+⁸⁷kr+⁸⁸kr；

¹³¹i(eq)＝-¹³¹i+¹³²i/30+¹³³i/4+¹³⁴i/50+¹³⁵i/10。

在本实施例中，当∑(gas)>1.48e+12bq/m³或¹³¹i(eq)>1.85e+10bq/m³时，触发工作站的警报，提醒工作人员主回路冷却剂放射性高，电厂需查找引起主回路冷却剂放射性升高的原因并根据电厂运行规程采取相应的措施。

具体地，参见图2，该γ射线探测器可以包括：

一端设有开口的外壳1、设置在外壳一端且包覆核电站主回路待测点和外壳一端开口的第一屏蔽体2、插装在外壳一端开口中的准直器3、设置在外壳内且与准直器的一端连接的半导体探测器4、设置在外壳1内且套装在半导体探测器4上的闪烁探测器5、设置在外壳1内且套装闪烁探测器5上的第二屏蔽体6、以及用于通过比较闪烁探测器和半导体探测器发送的测量信号来排除半导体探测器在测量时受到的干扰信号的符合电路7，符合电路7分别与半导体探测器4和闪烁探测器5电连接。

在本实施例中，半导体探测器4是以半导体材料为探测介质的辐射探测器。最通用的半导体材料是锗和硅(本实施例采用p型hpge探测器)。半导体探测器的基本原理是带电粒子在半导体探测器的灵敏体积内产生电子－空穴对，电子－空穴对在外电场的作用下漂移而输出信号。闪烁探测器5主要由闪烁体、光的收集部件和光电转换器件组成的辐射探测器，其中，固体的无机闪烁体一般是指含有少量其它种晶体(激活剂)的无机盐晶体，最常用的无机晶体是用铊激活的碘化钠晶体，即碘化钠(铊)，其他无机晶体还有碘化铯(铊)、碘化锂(铕)、硫化锌(银)等，各有特点(本实施例采用csi探测器)。当粒子进入闪烁体时，闪烁体的原子或分子受激而产生荧光。利用光导和反射体等光的收集部件使荧光尽量多地射到光电转换器件的光敏层上并打出光电子。这些光电子可直接或经过倍增后，由输出级收集而形成电脉冲。

在本实施例中，第一屏蔽体2可以采用不锈钢包裹内部注铅的工艺，包裹含有主回路冷却剂的管道，第一屏蔽体2与主回路的管道之间的间隙为2mm，便于管道安装。第一屏蔽体2屏蔽管道外环境本底中的γ射线，防止环境本底中的γ射线从准直器3进入γ射线探测器。第二屏蔽体6可以采用不锈钢外部包裹与内部注铅工艺，屏蔽被测管道所在房间环境本底γ射线对hpge探测器(即半导体探测器4)测量结果的影响，提高测量精度。第二屏蔽体6外部包裹不锈钢及内部注铅的厚度，可根据被测管道环境剂量率水平大小确定，这里不做限制。

在本实施例中，环柱型csi探测器(即闪烁探测器5)在hpge探测器(即半导体探测器4)外围环形包裹，用于探测康普顿效应从hpge探测器释放的γ射线、穿透第二屏蔽体6进入csi探测器和hpge探测器的环境本底γ射线。这样将csi探测器测量的信号与hpge探测器测量信号由符合电路7进行对比分析，可以消除hpge探测器测量结果中的康普顿效应及环境本底γ射线的干扰影响(即消除了干扰信号的影响)，使得γ射线探测器的测量结果更加准确可靠。其中，环柱形csi探测器的内径大小取决于hpge探测器的外径大小，并考虑hpge探测器的安装便利性而设计。

在本实施例中，准直器3可以是圆锥台结构，促进主回路冷却剂释放的γ射线最大限度的进入hpge探测器，最大限度阻止主回路冷却剂释放的γ射线直接进入csi探测器。也可根据主回路冷却剂放射性活度高低更换不同孔径的准直器，控制进入hpge探测器的γ射线强度。

此外，闪烁探测器5获取的信号可以经过光电倍增、前级放大等处理，该γ射线探测器还可以包括吊篮组件9，用于环柱型csi探测器、三组互为120°夹角的光电倍增管和前置放大电路的安装，当吊篮组件9内部的csi探测器、光电倍增管、前置放大电路出现故障时，可方便整体拆卸和部件更换。还可以在半导体探测器4与外壳1开设开口的一端之间、闪烁探测器5与外壳1开设开口的一端之间增设垫圈8，垫圈8可以是三元乙丙橡胶垫片，保护csi探测器和hpge探测器被挤压损坏，也可以起到密封作用。

此外，计算机300，还可以用于存储获取到的核素活度数据，并将获取到的核素活度数据，制备成相应的24小时内的变化趋势曲线。

在本实施例中，计算机300定期接收能谱分析器200提供的能谱数据，包括：道值、计数率、能量刻度系数、能谱测量时间、能谱存储时刻信息、核素名称及对应的活度数据信息，接收到上述信息后存储到相应的数据库中，便于历史查询。还在各核素的活度数据信息中，选定四种或六种核素活度数据在活度曲线窗口显示当前24小时内该核素的活度变化趋势。同时也可计算出选定核素在当前24小时内活度平均值、最大值、最小值、方差，最大值及最小值对应的时刻信息。显示选定核素在24小时内的变化趋势，有助于电厂工作人员快速查看关注核素的活度信息。

计算机300中储存有获取到的核素活度数据，进而可以根据能谱数据存储的时刻进行检索并调取数据库中的γ能谱历史数据，也可以完成24小时内多个γ能谱数据的合成与叠谱，生成γ能谱分析软件可读取的数据文件，开展历史能谱数据的分析。还可以以时间段为检索条件，调取数据库中该时间段内各核素在不同时刻对应的活度数据，生成excel文件供电厂工作人员分析使用。

此外，计算机300中还可以设置域控服务器验证及内置账户验证两种管理方式，根据电厂工作人员的权限设置管理员、高级用户和普通用户三种权限。提高电厂的信息化水平并保证主回路冷却剂各核素活度数据的集中管理。这样支持多用户登录、数据集中管理和用户权限管理，可以提高电厂信息化水平和数据管理能力。

在本实施例通过以半导体探测器、闪烁探测器、符合电路为基础的γ射线探测器，实现了核电厂主回路冷却剂在线连续γ能谱测量，进而完成主回路冷却剂中特征核素放射性活度分析，可替代工作人员取样实验室测量分析工作。减少工作人员的工作负荷，降低人员的受照剂量，提高监测效率。此外，通过闪烁探测器、符合电路能有效降低了康普顿散射射线和环境本底γ射线对主回路冷却剂中低能核素识别及主要核素活度分析结果的影响，提高了测量结果的精度。

实施例二

本发明实施例提供了一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法，适用于对核电站主回路中冷却剂的放射性进行实时监控并预警，参见图3，该方法可以包括：

步骤s11，采用预设在核电站主回路上的γ射线探测器，测量主回路冷却剂中放射性核素释放的γ射线信号，并计算出相应核素的放射性活度数据。

针对现有技术中，采用人工获取核电站主回路中冷却剂进行放射性检测所带来的一系列不便(检测效率低、检测人员有受辐射风险等)，在本实施例中，采用在核电站主回路上加载γ射线探测器，来实时监控主回路中冷却剂的放射性，进而对核电站主回路中存有的放射性泄露起到预警的效果。

具体地，参见图2，该γ射线探测器可以包括：

一端设有开口的外壳1、设置在外壳一端且包覆核电站主回路待测点和外壳一端开口的第一屏蔽体2、插装在外壳一端开口中的准直器3、设置在外壳内且与准直器的一端连接的半导体探测器4、设置在外壳1内且套装在半导体探测器4上的闪烁探测器5、设置在外壳1内且套装闪烁探测器5上的第二屏蔽体6、以及用于通过比较闪烁探测器和半导体探测器发送的测量信号来排除半导体探测器在测量时受到的干扰信号的符合电路7，符合电路7分别与半导体探测器4和闪烁探测器5电连接。

在本实施例中，半导体探测器是以半导体材料为探测介质的辐射探测器。最通用的半导体材料是锗和硅(本实施例采用hpge探测器)。半导体探测器的基本原理是带电粒子在半导体探测器的灵敏体积内产生电子－空穴对，电子－空穴对在外电场的作用下漂移而输出信号。

闪烁探测器主要由闪烁体、光的收集部件和光电转换器件组成的辐射探测器，其中，固体的无机闪烁体一般是指含有少量其它种晶体(激活剂)的无机盐晶体，最常用的无机晶体是用铊激活的碘化钠晶体，即碘化钠(铊)，其他无机晶体还有碘化铯(铊)、碘化锂(铕)、硫化锌(银)等，各有特点(本实施例采用csi探测器)。当粒子进入闪烁体时，闪烁体的原子或分子受激而产生荧光。利用光导和反射体等光的收集部件使荧光尽量多地射到光电转换器件的光敏层上并打出光电子。这些光电子可直接或经过倍增后，由输出级收集而形成电脉冲。

在本实施例中，第一屏蔽体2可以采用不锈钢包裹内部注铅的工艺，包裹含有主回路冷却剂的管道，第一屏蔽体2与主回路的管道之间的间隙为2mm，便于管道安装。第一屏蔽体2屏蔽管道外环境本底中的γ射线，防止环境本底中的γ射线从准直器3进入γ射线探测器。第二屏蔽体6可以采用不锈钢外部包裹与内部注铅工艺，屏蔽被测管道所在房间环境本底γ射线对hpge探测器(即半导体探测器4)测量结果的影响，提高测量精度。第二屏蔽体6外部包裹不锈钢及内部注铅的厚度，可根据被测管道环境剂量率水平大小确定，这里不做限制。

在本实施例中，环柱型csi探测器(即闪烁探测器5)在hpge探测器(即半导体探测器4)外围环形包裹，用于探测康普顿效应从hpge探测器释放的γ射线、穿透第二屏蔽体6进入csi探测器和hpge探测器的环境本底γ射线。这样将csi探测器测量的信号与hpge探测器测量信号由符合电路7进行对比分析，可以消除hpge探测器测量结果中的康普顿效应及环境本底γ射线的干扰影响(即消除了干扰信号的影响)，使得γ射线探测器的测量结果更加准确可靠。其中，环柱形csi探测器的内径大小取决于hpge探测器的外径大小，并考虑hpge探测器的安装便利性而设计。

在本实施例中，准直器3可以是圆锥台结构，促进主回路冷却剂释放的γ射线最大限度的进入hpge探测器，最大限度阻止主回路冷却剂释放的γ射线直接进入csi探测器。也可根据主回路冷却剂放射性活度高低更换不同孔径的准直器，控制进入hpge探测器的γ射线强度。

此外，闪烁探测器5获取的信号可以经过光电倍增、前级放大等处理，该γ射线探测器还可以包括吊篮组件9，用于环柱型csi探测器、三组互为120°夹角的光电倍增管和前置放大电路的安装，当吊篮组件9内部的csi探测器、光电倍增管、前置放大电路出现故障时，可方便整体拆卸和部件更换。还可以在半导体探测器4与外壳1开设开口的一端之间、闪烁探测器5与外壳1开设开口的一端之间增设垫圈8，垫圈8可以是三元乙丙橡胶垫片，保护csi探测器和hpge探测器被挤压损坏，也可以起到密封作用。

步骤s12，当放射性活度数据超出预设阀值条件时，发出相应的高放射性预警。

在本实施例中，通过对获取的核素活度数据进行分析，当活度数据超出一定的预设阀值条件时，可以自动判断核电站主回路的冷却剂中放射性超标，存有核元素泄露的风险，需要发出相应的高放射性预警，供检修人员进行相应的核电站检修工作。

具体地，预设阀值条件可以包括：

当∑(gas)>1.48e+12bq/m³或¹³¹i(eq)>1.85e+10bq/m³时，触发工作站的警报，

其中，∑(gas)＝¹³³xe+¹³⁵xe+¹³⁸xe+^85mkr+⁸⁵kr+⁸⁷kr+⁸⁸kr；

¹³¹i(eq)＝-¹³¹i+¹³²i/30+¹³³i/4+¹³⁴i/50+¹³⁵i/10。

在本实施例中，当∑(gas)>1.48e+12bq/m³或¹³¹i(eq)>1.85e+10bq/m³时，触发工作站的警报，提醒工作人员主回路冷却剂放射性高，电厂需查找引起主回路冷却剂放射性升高的原因并根据电厂运行规程采取相应的措施。

其中，∑(gas)＝¹³³xe+¹³⁵xe+¹³⁸xe+^85mkr+⁸⁵kr+⁸⁷kr+⁸⁸kr；

¹³¹i(eq)＝-¹³¹i+¹³²i/30+¹³³i/4+¹³⁴i/50+¹³⁵i/10。

此外，主回路冷却剂中主要核素包括：

惰性气体及其同位素：¹³³xe、¹³⁵xe、¹³⁸xe、^85mkr、⁸⁵kr、⁸⁷kr、⁸⁸kr；

碘同位素：¹³¹i、¹³²i、¹³³i、¹³⁴i、¹³⁵i；

铯同位素：¹³⁴cs、¹³⁷cs、¹³⁸cs。

其他核素：⁴¹ar、⁵¹cr、⁵⁴mn、⁵⁹fe、⁵⁸co、⁶⁰co、⁶⁴cu、⁹⁵zr、⁹⁵nb、⁹⁹mo、^110mag、¹²²sb、¹²⁴sb、¹³¹te、¹⁴⁰ba、²⁴na。

步骤s13，存储获取到的核素活度数据，并将获取到的核素活度数据，制备成相应的24小时内的变化趋势曲线。

在本实施例中，定期接收能谱数据，包括：道值、计数率、能量刻度系数、能谱测量时间、能谱存储时刻信息、核素名称及对应的活度数据信息，接收到上述信息后存储到相应的数据库中，便于历史查询。还在各核素的活度数据信息中，选定四种或六种核素活度数据在活度曲线窗口显示当前24小时内该核素的活度变化趋势。同时也可计算出选定核素在当前24小时内活度平均值、最大值、最小值、方差，最大值及最小值对应的时刻信息。显示选定核素在24小时内的变化趋势，有助于电厂工作人员快速查看关注核素的活度信息。

储存获取到的核素活度数据，进而可以根据能谱数据存储的时刻进行检索并调取数据库中的γ能谱历史数据，也可以完成24小时内多个γ能谱数据的合成与叠谱，生成γ能谱分析软件可读取的数据文件，开展历史能谱数据的分析。还可以以时间段为检索条件，调取数据库中该时间段内各核素在不同时刻对应的活度数据，生成excel文件供电厂工作人员分析使用。

此外，还可以设置域控服务器验证及内置账户验证两种管理方式，根据电厂工作人员的权限设置管理员、高级用户和普通用户三种权限。提高电厂的信息化水平并保证主回路冷却剂各核素活度数据的集中管理。这样支持多用户登录、数据集中管理和用户权限管理，可以提高电厂信息化水平和数据管理能力。

在本实施例通过以半导体探测器、闪烁探测器、符合电路为基础的γ射线探测器，实现了核电厂主回路冷却剂在线连续γ能谱测量，进而完成主回路冷却剂中特征核素放射性活度分析，可替代工作人员取样实验室测量分析工作。减少工作人员的工作负荷，降低人员的受照剂量，提高监测效率。此外，通过闪烁探测器、符合电路能有效降低了康普顿散射射线和环境本底γ射线对主回路冷却剂中低能核素识别及主要核素活度分析结果的影响，提高了测量结果的精度。

上述本发明实施例序号仅仅为了描述，不代表实施例的优劣。

本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例的全部或部分步骤可以通过硬件来完成，也可以通过程序来指令相关的硬件完成，所述的程序可以存储于一种计算机可读存储介质中，上述提到的存储介质可以是只读存储器，磁盘或光盘等。

以上所述仅为本发明的较佳实施例，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。