本发明属于核电站核岛厂房内液体泄漏量测量技术领域，具体涉及一种核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置。
背景技术：
按照放射性物质到达或者照射人体的途径，可以区分为外照射途径和内照射途径，其中内照射途径主要是指放射性物质进入人体后对人体产生照射的途径，放射性物质进入人体的途径主要有吸入、食入以及经过皮肤摄入等途径。
在压水堆核电站核岛厂房内，由于设备管道、各类储罐容器的跑冒滴漏现象以及诸如内置换料水箱、换料水池以及乏燃料水池等敞口坑池的蒸发，导致核岛厂房内弥散气载放射性物质，这些放射性物质一部分做为气载放射性流出物，由核岛排放到环境中，造成环境公众辐射剂量；另一部分滞留在核岛厂房内，工作人员在核岛厂房内作业时会吸入这些气载放射性物质造成吸入内照射，吸入内照射是压水堆核电站工作人员所受辐照的主要来源之一，为确保工作人员的受照剂量满足法规标准要求，并处于可合理达到的尽量低水平，必须对核岛厂房内气载放射性浓度进行评估，并对气载放射性浓度水平进行有效的监测和控制。
核电站在正常运行工况下，核岛厂房内气载放射性物质的主要来自于以下途径：1)核岛厂房内传送放射性流体的系统和设备管道的泄漏；2)内置换料水箱(IRWST)、反应堆换料水池以及乏燃料水池等敞口坑池的蒸发；3)泄漏至核岛厂房中的放射性液体或蒸汽在厂房汽相中的分配。
正常工况下，厂房中气载放射性物质一方面由于放射性液体不断泄漏或蒸发而进入厂房自由空间内，另一方面由于自身衰变和通风去除而不断减少，因此，厂房中气载放射性浓度处于动态变化中。
当厂房中某核素由于自身衰变和通风造成的去除率与泄漏或蒸发导致的产生率相等时，核素的气载放射性浓度不再随时间变化，即达到该核素的平衡浓度，第i种核素的平衡浓度Ci可用下式计算：
式中：
Ci(t)—在t时刻第i种核素的气载放射性浓度(Bq/m3)；
LRi—系统或设备中的放射性液体在厂房内的泄漏率或蒸发率(g/s)；
Ai—液体中第i种核素的放射性比活度，Bq/g；
PFi—第i种核素在汽相中的分配因子；
V—厂房自由空间体积，m3；
λTi—厂房内第i种核素的总去除常数，s-1；
根据上式可知，若准确评估某核素在某时刻的气载浓度，必须测得系统或设备中放射性液体的泄漏率。目前，核岛房间内系统管道及设备“跑冒滴漏”出来的液体一般通过房间内的地漏排出，汇集在厂房内某固定房间的集水坑内。但是在核电厂设计中，系统布置及工艺设计并不能给出某个房间或区域的具体泄漏量，也就无法获得相应的泄漏率。
技术实现要素：
针对目前核电厂的核岛厂房内无法对某个房间或区域的具体泄漏量进行具体测量的问题，本发明的主要目标即提供一种装置能够准确测得核岛厂房内某自由空间内的放射性液体的泄漏率。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置，包括垂直设置在核电厂的核岛厂房的房间地板中的圆柱形的筒体，所述筒体顶端连接用于排放放射性液体的疏排水管线及沟槽，所述筒体底端连接设有液体排出控制阀的液体排出管线，所述筒体内设有连接液位计和计时器的液位计探头，通过所述液位计和计时器能够对流入所述筒体内的所述放射性液体的泄漏率进行计算。
进一步，所述液体排出管线连接核岛废液处理系统，所述放射性液体经过所述液体排出管线进入所述核岛废液处理系统中。
进一步，在靠近所述筒体的顶端设有高液位整定值，在靠近所述筒体的底端设有低液位整定值；所述液位计和计时器中包括液位计和计时器；
当所述筒体内的放射性液体的液位低于所述低液位整定值时，所述液位计自动触发所述液体排出控制阀关闭；
在所述液体排出控制阀关闭后，所述液位计和计时器开始实时记录所述筒体内的所述放射性液体的液位和与所述液位相对应的时间，用于计算泄漏率；
当所述液位计和计时器开始实时记录后，所述放射性液体的液位由下向上上升并接触所述高液位整定值时，所述液位计和计时器终止实时记录，并自动计算给出本次循环的泄漏率，同时控制所述液体排出控制阀开启，排出所述放射性液体；所述循环是指从所述液位计和计时器开始实时记录至终止实时记录的时间段。
当所述筒体内的所述放射性液体的液位低于所述低液位整定值时，所述液位计自动触发所述液体排出控制阀关闭，所述液位计和计时器开始新一个所述循环的实时记录，这样自动循环记录，不用人工干预。
进一步，所述筒体上还设有防溢出排水旁路，当所述筒体内的所述放射性废液的液位超过所述高液位整定值并继续上升时，所述放射性废液能够通过所述防溢出排水旁路进入所述核岛废液处理系统中。
进一步，所述液位计和计时器位于所述筒体之外。
更进一步，所述筒体底部为向下突出的锥形结构，所述液体排出管线连接在所述锥形结构的中部，便于所述放射性液体从所述筒体内流出。
本发明的有益效果在于：
(1)无额外的空间要求，只需将原来的地漏改为本发明所提供的核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置即可，体积小，更换方便，易于实现；
(2)构造简单，关键部件为液位计和计时器，通过液位触发计时器的开关，通过液位信息及对应的计时信息即可计算得到任意时段的液体平均泄漏率；
(3)具有旁路保护设计，设置高液位整定值和防溢出排水旁路，确保放射性废液按照设计管路排放，避免了废液溢出监测装置或满溢至房间地面；
(4)可以循环测量，当液位到达高液位整定值时，液体排出控制阀6被触发打开，液体通过液体排出管线7排出。此时高液位整定值(图中A2处)对应的液体排放总时长被计时器记录保存。当液位降低至低液位整定值(图中的A1处)时，液体排出控制阀6被触发关闭，此时液位计和计时器同时被触发开始工作，开始新一轮的测量和计时，直至该循环结束。
附图说明
图1是本发明具体实施方式中所述的核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置的示意图；
图中：1-防溢出排水旁路，2-高液位整定值，3-房间地板，4-液位，5-低液位整定值，6-液体排出控制阀，7-液体排出管线，8-液位计和计时器，9-疏排水管线及沟槽，10-液位计探头。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图1所示，本发明提供的一种核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置，用于对核电厂核岛厂房的房间内的放射性液体的泄漏量进行监测(这里的放射性液体是指核岛厂房房间内地面疏排水)，从而获得相应房间内的放射性液体的泄漏率，核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置由防溢出排水旁路1、液体排出控制阀6、液体排出管线7、液位计和计时器8(包括液位计和计时器两种装置)、液位计探头10等构成。
其中筒体为圆柱形，垂直设置在核电厂的核岛厂房的房间地板3中(可以替换原地板3中的地漏)，核岛厂房的房间用于排放放射性液体的疏排水管线及沟槽9连接到筒体顶端，液体排出管线7连接在筒体底端，液体排出管线7上设有液体排出控制阀6，液位计探头10设置在筒体内，液位计和计时器8设置在筒体之外，液位计探头10与液位计和计时器8相连，通过液位计和计时器8能够对流入筒体内的放射性液体的泄漏率进行计算。
液体排出管线7连接核岛废液处理系统，放射性液体经过液体排出管线7进入核岛废液处理系统中。
在靠近筒体的顶端设有高液位整定值2(见图中的A2处)，在靠近筒体的底端设有低液位整定值5(见图中的A1处)；
当筒体内的放射性液体的液位4低于低液位整定值5时，液体排出控制阀6联动关闭；
在液体排出控制阀6关闭后，液位计和计时器8开始实时记录筒体内的放射性液体的液位4的数值和与液位4相对应的时间，用于计算泄漏率；
当液位计和计时器8开始实时记录后，放射性液体的液位由下向上上升并接触高液位整定值2时，液位计和计时器8终止实时记录，并且液位计和计时器8自动计算给出本循环的泄漏率，同时控制放射性液体排出控制阀6开启，排出放射性液体。所述的循环是指从液位计和计时器开始实时记录至终止实时记录的时间段。
当筒体内的放射性液体的液位4低于低液位整定值5时，液位计自动触发液体排出控制阀6关闭，液位计和计时器8开始新一个循环的实时记录，这样自动循环记录，不用人工干预。
防溢出排水旁路1设置在筒体的外侧，防溢出排水旁路1的上端与筒体的顶端连通，防溢出排水旁路1的下端与液体排出管线7的下端连通，当筒体内的放射性废液的液位4超过高液位整定值2并继续上升时，放射性废液能够通过防溢出排水旁路1进入核岛废液处理系统中(这一过程不经过液体排出控制阀6)。
筒体底部为向下突出的锥形结构(锥形结构的位置低于低液位整定值5)，液体排出管线7连接在锥形结构的中部(也就是锥形结构的最低位置)，便于放射性液体从筒体内流出。
本发明所提供的核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置的测量原理如下：
核电厂核岛厂房液体泄漏率测量装置的圆柱形筒体的横截面面积是固定的，根据液位高度可以直接计算得到液位高度对应的体积。假设低液位整定值A1对应的体积为V1,此时计时器对应的纪录时刻为T1，经一段时间的废液泄漏收集之后，液位4对应的体积为Vi，对应的记录时刻为Ti，则该段时间房间内对应的泄漏率LRi可通过下式计算得到：
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。