章愛平，趙衛(wèi)軍，孫元君

（中國核電工程有限公司，北京??100840）

一回路放射性液體在線監(jiān)測系統(tǒng)設(shè)計(jì)

章愛平，趙衛(wèi)軍，孫元君

（中國核電工程有限公司，北京??100840）

國內(nèi)核電廠M310機(jī)型的一回路冷卻劑放射性監(jiān)測，采用在線總放射性測量和取樣實(shí)驗(yàn)室測量兩步結(jié)合的常規(guī)方法，在線測量數(shù)據(jù)易受環(huán)境本底影響，取樣分析無法獲取實(shí)時(shí)數(shù)據(jù)。通過對液體取樣回路的設(shè)計(jì)和探測設(shè)備選型，將高純鍺譜儀（HPGe）引入一回路冷卻劑在線測量成為可能，使得常規(guī)放射性液體測量方法由兩步變?yōu)橐徊?，縮短了對燃料元件破損、相關(guān)設(shè)備失效（如一回路過濾器）的分析判斷時(shí)間，減輕了工作人員由現(xiàn)場取樣帶來的集體劑量負(fù)擔(dān)。

高純鍺（HPGe）探測器；燃料元件破損；在線監(jiān)測

壓水堆一回路放射性液體介質(zhì)中，放射性物質(zhì)來源于燃料元件破損、一回路腐蝕性產(chǎn)物活化。作為我國在役核電廠主要堆型M310，對一回路的放射性監(jiān)測采用的是在線監(jiān)測一回路的總γ計(jì)數(shù)率，定期現(xiàn)場取樣實(shí)驗(yàn)室分析。此方法優(yōu)點(diǎn)是在線監(jiān)測時(shí)間響應(yīng)快，設(shè)備成本低；缺點(diǎn)是在線監(jiān)測受環(huán)境條件影響較大，所獲得的數(shù)據(jù)信息量少，無法準(zhǔn)確判斷總放射性的增加是由于燃料元件破損，還是一回路凈化過濾器失效，需要現(xiàn)場取樣后，實(shí)驗(yàn)室分析得出結(jié)論。

隨著輻射探測技術(shù)的進(jìn)步，高純鍺（HPGe）探測器的電制冷設(shè)備可實(shí)現(xiàn)連續(xù)可靠運(yùn)行，實(shí)現(xiàn)了探測部件的小型化，避免人工頻繁為HPGe添加制冷液氮，使之用于核電站現(xiàn)場監(jiān)測成為可能。

為了降低探測位置處放射性環(huán)境對HPGe探測器測量的影響，對被監(jiān)測的一回路放射性液體介質(zhì)進(jìn)行取樣在線測量。

在役M310壓水堆核電廠常規(guī)放射性液體監(jiān)測方法主要分兩步：一是在現(xiàn)場對被測介質(zhì)的總放射性活度進(jìn)行連續(xù)監(jiān)測，判斷安全屏障是否完整；二是對被測對象定期取樣在實(shí)驗(yàn)室進(jìn)行測量分析，進(jìn)一步確定安全屏障失效的可能性。前者對安全屏障監(jiān)測敏感但無法準(zhǔn)確判斷燃料元件是否真正破損，后者無法及時(shí)判斷屏障是否安全。將高純鍺譜儀用于核電廠液體放射性在線監(jiān)測，能夠明確給出第一道安全屏障的密封完整性，且縮短了對燃料元件破損的分析時(shí)間，提高了核電廠運(yùn)行的安全系數(shù)，同時(shí)此種方法減少了工作人員現(xiàn)場取樣次數(shù)，降低了工作人員集體劑量負(fù)擔(dān)。

1 設(shè)計(jì)原理

HPGe探測器屬于半導(dǎo)體探測器，其原理是在高純度的鍺晶體兩端注入金屬接觸極，在金屬接觸極兩端加高壓使高純鍺形成一個(gè)電場，當(dāng)γ光子進(jìn)入高純鍺內(nèi)產(chǎn)生電子空穴對時(shí)，電場作用使電子空穴對產(chǎn)生脈沖電流，通過收集這些脈沖電流來記錄γ光子的相關(guān)信息。HPGe探測器有其固有的一些優(yōu)點(diǎn)：可獲得大體積的高純鍺材料，全耗盡厚度＞1?cm，相對高的原子序數(shù)。這3個(gè)特點(diǎn)有利于提高相對效率和縮短測量時(shí)間；近于完善的電荷收集，可產(chǎn)生優(yōu)良的能量分辨率（＜0.2%FWHM，1.33?MeV）；HPGe探測能區(qū)為100?keV～10?MeV，符合γ射線的黃金標(biāo)準(zhǔn)（The?Gold?Standard）[1]，在針對壓水堆核電廠燃料元件破損監(jiān)測中，其能量范圍基本覆蓋了主要裂變產(chǎn)物的能區(qū)范圍。綜上這些特點(diǎn)，使得將高純鍺譜儀引入到壓水堆核電廠在線監(jiān)測安全屏障完整性成為可能。

一回路液體介質(zhì)中，可能存在的放射性核素種類繁多（如裂變氣體產(chǎn)物：41Ar、85mKr、87Kr、88Kr、89Kr、90Kr、131mXe、133Xe、133mXe、135Xe、135mXe、137Xe、138Xe、139Xe等；裂變固體產(chǎn)物：131I、132I、133I、134I、135I、134Cs、137Cs、138Cs、42K、88Rb、24Na、139Ba、152Eu等以及腐蝕性活化產(chǎn)物：58Co、60Co、59Fe、57Ni等），每個(gè)放射性核素可能釋放一個(gè)或幾個(gè)不同特征能量的γ光子，采用普通的具有能量分辨探測器如NaI（Tl），無法對眾多的γ光子進(jìn)行分辨，到目前為止只有HPGe探測器才具備此分辨能力。

在所有裂變核素中有三類核素相對容易測出，這類核素不會大量沉積在回路壁面，較為容易建立起燃料元件破損釋放和放射性活度濃度的關(guān)系，可以作為在線監(jiān)測系統(tǒng)的目標(biāo)核素有[2]：

氣體組——85mK r、87K r、88K r、133X e、133mXe、135Xe、138Xe；

碘組——131I、133I、134I、135I；

銫組——134Cs、137Cs。

根據(jù)工藝要求的不同，液體在線監(jiān)測可設(shè)置在不同的位置，完成不同的監(jiān)測任務(wù)；如為了監(jiān)測燃料元件的破損，監(jiān)測位置應(yīng)設(shè)置在一回路過濾器的上游，HPGe探測器重點(diǎn)監(jiān)測冷卻劑中131I、133I、133Xe放射性核素濃度的比值。

燃料元件破損的識別方法是建立在美國和歐洲反應(yīng)堆實(shí)驗(yàn)基礎(chǔ)上的，通常是遵守以下原則[3]：

1）對無燃料破損的堆芯，凈化系統(tǒng)正常情況下，冷卻劑中131I、133I、133Xe活度濃度分別低于3.7×104Bq/kg、3.7×104Bq/kg和3.7×105B q/k g，其中，131I與133I的活度濃度之比約為0.1。

2）出現(xiàn)小的破損，131I與133I的活度濃度之比約為1，僅有長壽命的裂變產(chǎn)物如133Xe、131I等放射性活度濃度有大的變化。

3）對于大的破損，將導(dǎo)致131I與133I的活度濃度之比約為0.6，所有裂變產(chǎn)物包括短壽命核素均有較大變化。

2 液體在線監(jiān)測方案

本方案綜合借鑒了田灣核電站和秦山三期核電站的設(shè)計(jì)理念。

2.1 組成結(jié)構(gòu)方案

本方案中設(shè)備主要布置在核電廠非輻射控制區(qū)和輻射控制區(qū)，主要由三部分組成：介質(zhì)取樣系統(tǒng)、測量系統(tǒng)和數(shù)據(jù)采集處理系統(tǒng)，組成結(jié)構(gòu)如圖1所示。

圖1 液體在線監(jiān)測結(jié)構(gòu)圖Fig.1 Structure of on-line liquid monitoring system

（1）液體介質(zhì)取樣系統(tǒng)

主要是對來自堆芯一回路水進(jìn)行減壓、流量調(diào)節(jié)、冷卻、安全泄壓等。

（2）測量系統(tǒng)

該子系統(tǒng)主要是利用HPGe探測裝置對測量室內(nèi)的液體介質(zhì)進(jìn)行準(zhǔn)直和測量，并定期校準(zhǔn)。

（3）數(shù)據(jù)采集和處理系統(tǒng)

該子系統(tǒng)主要由譜分析器和數(shù)據(jù)采集站組成，為實(shí)現(xiàn)液體譜儀的自動(dòng)測量、定期維護(hù)需裝載相應(yīng)的應(yīng)用程序。

2.2 取樣回路方案

系統(tǒng)的取樣點(diǎn)分布在一回路各環(huán)路的主循環(huán)泵出口位置，測量完的液體介質(zhì)送入一回路凈化系統(tǒng)，利用一回路和凈化系統(tǒng)的壓差使得液體流動(dòng)，以取得一回路樣品。

取樣點(diǎn)設(shè)置在主泵出口，首先是利用主泵運(yùn)轉(zhuǎn)時(shí)產(chǎn)生的壓頭推動(dòng)冷卻劑樣品，在取樣回路中循環(huán)，不需要額外的取樣動(dòng)力設(shè)計(jì)，其次冷卻劑經(jīng)泵攪拌后，其中放射性物質(zhì)在冷卻劑中的分布會更加均勻，樣品更具代表性，取樣回路如圖2所示。

圖2 液體在線監(jiān)測系統(tǒng)取樣流程圖Fig.2 Flow chart of on-line liquid monitoring system

為避免一回路冷卻劑中的強(qiáng)γ本底（主要是短壽命核素，如N-16等）對測量結(jié)果的影響，取樣管線的長度和管徑需經(jīng)過專門設(shè)計(jì)和計(jì)算來保證樣品從取樣點(diǎn)到測量室的輸運(yùn)時(shí)間控制在10～20?min。測量室1在正常運(yùn)行模式下用于反應(yīng)堆正常功率運(yùn)行時(shí)測量使用，測量室2在特殊運(yùn)行模式下用于判斷燃料元件破損時(shí)測量使用。

2.3 系統(tǒng)運(yùn)行方式

系統(tǒng)運(yùn)行方式有手動(dòng)和自動(dòng)兩種，兩種運(yùn)行方式均可在不同運(yùn)行模式下進(jìn)行。手動(dòng)模式下，系統(tǒng)可根據(jù)操作員指令分步進(jìn)行。自動(dòng)模式分為兩種方式，單點(diǎn)和多點(diǎn)測量。具體運(yùn)行模式和功能如下：

（1）正常運(yùn)行模式

首先進(jìn)行系統(tǒng)自檢，確定譜儀性能是否正常。其次測量測量室本底并記錄。最后打開取樣點(diǎn)進(jìn)出口閥門，根據(jù)規(guī)程進(jìn)行測量，分析結(jié)果上傳至操作員站，此種模式下測量時(shí)間較短。

（2）特殊運(yùn)行模式

當(dāng)發(fā)現(xiàn)計(jì)數(shù)升高并超閾值報(bào)警時(shí)，測量模式由多點(diǎn)改為單點(diǎn)測量，測量時(shí)間相應(yīng)延長以獲得更多計(jì)數(shù)及進(jìn)行定性、定量、定位測量。

3 軟件配置方案

液體在線監(jiān)測系統(tǒng)軟件安裝在數(shù)據(jù)采集站上，用于自動(dòng)收集和處理系統(tǒng)運(yùn)行期間的能譜信息。整個(gè)軟件可分為能譜處理模塊、監(jiān)測控制模塊、能譜分析設(shè)置模塊、系統(tǒng)校準(zhǔn)模塊、數(shù)據(jù)庫模塊。需要注意的是國內(nèi)核電廠輻射監(jiān)測系統(tǒng)多采用ModBus通訊協(xié)議，與TCP/IP協(xié)議需轉(zhuǎn)化模塊，其他如數(shù)據(jù)庫程序控制及調(diào)用模塊、系統(tǒng)校準(zhǔn)模塊、防未經(jīng)授權(quán)的設(shè)置修改和數(shù)據(jù)庫訪問記錄模塊等也需要特別開發(fā)。

軟件配置的基本功能如下：

1）采集和處理γ能譜，確定核素的成分及其體積活度并將能譜和處理結(jié)果保存在數(shù)據(jù)采集站的數(shù)據(jù)庫中；

2）將樣品介質(zhì)中的放射性核素測量值與設(shè)定值進(jìn)行比較，并在超過設(shè)定值時(shí)發(fā)出報(bào)警信號；

3）能夠自動(dòng)診斷系統(tǒng)各部件的狀態(tài)；

4）為防止在發(fā)生軟硬件故障時(shí)，數(shù)據(jù)庫中的數(shù)據(jù)表發(fā)生變化，系統(tǒng)能夠自動(dòng)備份數(shù)據(jù)庫文件。

4 系統(tǒng)校驗(yàn)

液體譜儀校準(zhǔn)內(nèi)容包括準(zhǔn)直器等設(shè)備的性能檢查和探測器基本參數(shù)的估算，其中參數(shù)估算又包括整體非線性（INL）、能量分辨率、系統(tǒng)校驗(yàn)位置的全能峰的探測效率。校驗(yàn)所使用的參考源活度相對不確定度不超過2%。輻射本底應(yīng)在0.2～20?μSv/h。

5 結(jié)束語

針對壓水堆核電廠燃料元件破損監(jiān)測，將高純鍺探測器應(yīng)用于一回路冷卻劑實(shí)時(shí)監(jiān)測，有利于運(yùn)行人員及時(shí)準(zhǔn)確判斷燃料元件完整性，分析一回路設(shè)備腐蝕情況及凈化過濾器效率。在給出了整體解決方案的同時(shí)，數(shù)據(jù)處理后端，國內(nèi)相關(guān)科研單位也做了相應(yīng)的分析模型和分析程序，如中國原子能科學(xué)研究院開發(fā)的FDDS-1系統(tǒng)等。從現(xiàn)場測量前端到數(shù)據(jù)的后端處理，結(jié)合國內(nèi)現(xiàn)有電廠的實(shí)際使用，對比M310的一回路液體總γ監(jiān)測的方案，高純鍺譜儀探測器給出的測量結(jié)果是令人滿意的，將高分辨率能譜探測器引入到核電廠液體在線監(jiān)測的方案是實(shí)際可行的，希望為國內(nèi)研發(fā)及使用現(xiàn)場應(yīng)用型高純鍺譜儀提供有益的借鑒。

[1]?ORTEC,?Recent?Development?of?HPGe?Detectors?and?γ-ray?Spectrometers[R]，2009.

[2]?陳彭.?核電站燃料棒破損在線探測系統(tǒng)研制[J].?原子能科學(xué)技術(shù)，2005.7，39:132.（CHEN?Peng.?Development?of?Fuel?Rod?Pailure?on-Line?Detection?System?for?Nuclear?Power?Plant[J].?Atomic?Energy?Science?and?Technology.?2005.7,?39:132.）

[3]?李蘭.?壓水堆核電廠燃料元件破損診斷方法[J].?核動(dòng)力工程，2008.8，29（4）:136.（LI?Lan.?Diagnosis?Method?for?Fuel?Failures?in?Pressurized?Water?Reactor?Nuclear?Power?Plant[J].?Nuclear?Power?Engineering，2008.8，29（4）:136.）

Design of On-line Liquid Monitoring System in Nuclear Power Plant

ZHANG?Ai-ping,?ZHAO?Wei-jun,?SUN?Yuan-jun
(China?Nuclear?Power?Engineering?Co.,?Ltd.,?Beijing?100840，China)

The?radiation?monitoring?of?radioactive?liquid?in?the?primary?circuit?of?M310?nuclear?power?plant?in?China?has?been?usually?carried?out?in?two?steps:?online?monitoring?of?total?radiation?and?sampling?followed?by?laboratory?measurement.?Usually?the?on-line?monitoring?data?is?easily?influenced?by?environment?radiation?background,?and?the?real-time?data?could?not?be?obtained?by?sampling?and?analyzing.?Through?the?design?of?the?liquid?sampling?loop?and?choice?of?the?monitoring?equipment,?it’s?a?feasible?method?to?use?high-purity?germanium?(HPGe)?for?the?on-line?monitoring?of?radioactive?liquid?in?the?primary?circuit,?which?changes?the?traditional?measuring?method?from?two?steps?to?one?step.?The?system?reduces?the?time?of?analysis?and?estimation?for?failures?of?fuel?element?and?related?equipment,?and?mitigates?the?collective?effective?dose?received?from?site?sampling.

high-purity?germanium?(HPGe)?detector;?failure?of?fuel?element;?on-line?monitoring

TL35??Article character：A??Article ID：1674-1617(2014)02-0109-04

TL35

A

1674-1617(2014)02-0109-04

2014-04-29

章愛平（1981—），男，江蘇鎮(zhèn)江人，工程師，從事核電廠輻射監(jiān)測系統(tǒng)設(shè)計(jì)工作。