一回路放射性液體在線監測系統設計

章愛平，趙衛軍，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測系統設計

章愛平，趙衛軍，孫元君

（中國核電工程有限公司，北京??100840）

國內核電廠M310機型的一回路冷卻劑放射性監測，采用在線總放射性測量和取樣實驗室測量兩步結合的常規方法，在線測量數據易受環境本底影響，取樣分析無法獲取實時數據。通過對液體取樣回路的設計和探測設備選型，將高純鍺譜儀（HPGe）引入一回路冷卻劑在線測量成為可能，使得常規放射性液體測量方法由兩步變為一步，縮短了對燃料元件破損、相關設備失效（如一回路過濾器）的分析判斷時間，減輕了工作人員由現場取樣帶來的集體劑量負擔。

高純鍺（HPGe）探測器；燃料元件破損；在線監測

壓水堆一回路放射性液體介質中，放射性物質來源于燃料元件破損、一回路腐蝕性產物活化。作為我國在役核電廠主要堆型M310，對一回路的放射性監測采用的是在線監測一回路的總γ計數率，定期現場取樣實驗室分析。此方法優點是在線監測時間響應快，設備成本低；缺點是在線監測受環境條件影響較大，所獲得的數據信息量少，無法準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，需要現場取樣后，實驗室分析得出結論。

隨著輻射探測技術的進步，高純鍺（HPGe）探測器的電制冷設備可實現連續可靠運行，實現了探測部件的小型化，避免人工頻繁為HPGe添加制冷液氮，使之用于核電站現場監測成為可能。

為了降低探測位置處放射性環境對HPGe探測器測量的影響，對被監測的一回路放射性液體介質進行取樣在線測量。

在役M310壓水堆核電廠常規放射性液體監測方法主要分兩步：一是在現場對被測介質的總放射性活度進行連續監測，判斷安全屏障是否完整；二是對被測對象定期取樣在實驗室進行測量分析，進一步確定安全屏障失效的可能性。前者對安全屏障監測敏感但無法準確判斷燃料元件是否真正破損，后者無法及時判斷屏障是否安全。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間，提高了核電廠運行的安全系數，同時此種方法減少了工作人員現場取樣次數，降低了工作人員集體劑量負擔。

1 設計原理

HPGe探測器屬于半導體探測器，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電場，當γ光子進入高純鍺內產生電子空穴對時，電場作用使電子空穴對產生脈沖電流，通過收集這些脈沖電流來記錄γ光子的相關信息。HPGe探測器有其固有的一些優點：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。這3個特點有利于提高相對效率和縮短測量時間；近于完善的電荷收集，可產生優良的能量分辨率（＜0.2%FWHM，1.33?MeV）；HPGe探測能區為100?keV～10?MeV，符合γ射線的黃金標準（The?Gold?Standard）[1]，在針對壓水堆核電廠燃料元件破損監測中，其能量范圍基本覆蓋了主要裂變產物的能區范圍。綜上這些特點，使得將高純鍺譜儀引入到壓水堆核電廠在線監測安全屏障完整性成為可能。

一回路液體介質中，可能存在的放射性核素種類繁多（如裂變氣體產物：41Ar、85mKr、87Kr、88Kr、89Kr、90Kr、131mXe、133Xe、133mXe、135Xe、135mXe、137Xe、138Xe、139Xe等；裂變固體產物：131I、132I、133I、134I、135I、134Cs、137Cs、138Cs、42K、88Rb、24Na、139Ba、152Eu等以及腐蝕性活化產物：58Co、60Co、59Fe、57Ni等），每個放射性核素可能釋放一個或幾個不同特征能量的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系，可以作為在線監測系統的目標核素有[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。

根據工藝要求的不同，液體在線監測可設置在不同的位置，完成不同的監測任務；如為了監測燃料元件的破損，監測位置應設置在一回路過濾器的上游，HPGe探測器重點監測冷卻劑中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堆實驗基礎上的，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，將導致131I與133I的活度濃度之比約為0.6，所有裂變產物包括短壽命核素均有較大變化。

2 液體在線監測方案

本方案綜合借鑒了田灣核電站和秦山三期核電站的設計理念。

2.1 組成結構方案

本方案中設備主要布置在核電廠非輻射控制區和輻射控制區，主要由三部分組成：介質取樣系統、測量系統和數據采集處理系統，組成結構如圖1所示。

圖1 液體在線監測結構圖Fig.1 Structure of on-line liquid monitoring system

（1）液體介質取樣系統

主要是對來自堆芯一回路水進行減壓、流量調節、冷卻、安全泄壓等。

（2）測量系統

該子系統主要是利用HPGe探測裝置對測量室內的液體介質進行準直和測量，并定期校準。

（3）數據采集和處理系統

該子系統主要由譜分析器和數據采集站組成，為實現液體譜儀的自動測量、定期維護需裝載相應的應用程序。

2.2 取樣回路方案

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

取樣點設置在主泵出口，首先是利用主泵運轉時產生的壓頭推動冷卻劑樣品，在取樣回路中循環，不需要額外的取樣動力設計，其次冷卻劑經泵攪拌后，其中放射性物質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 液體在線監測系統取樣流程圖Fig.2 Flow chart of on-line liquid monitoring system

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

2.3 系統運行方式

系統運行方式有手動和自動兩種，兩種運行方式均可在不同運行模式下進行。手動模式下，系統可根據操作員指令分步進行。自動模式分為兩種方式，單點和多點測量。具體運行模式和功能如下：

（1）正常運行模式

首先進行系統自檢，確定譜儀性能是否正常。其次測量測量室本底并記錄。最后打開取樣點進出口閥門，根據規程進行測量，分析結果上傳至操作員站，此種模式下測量時間較短。

（2）特殊運行模式

當發現計數升高并超閾值報警時，測量模式由多點改為單點測量，測量時間相應延長以獲得更多計數及進行定性、定量、定位測量。

3 軟件配置方案

液體在線監測系統軟件安裝在數據采集站上，用于自動收集和處理系統運行期間的能譜信息。整個軟件可分為能譜處理模塊、監測控制模塊、能譜分析設置模塊、系統校準模塊、數據庫模塊。需要注意的是國內核電廠輻射監測系統多采用ModBus通訊協議，與TCP/IP協議需轉化模塊，其他如數據庫程序控制及調用模塊、系統校準模塊、防未經授權的設置修改和數據庫訪問記錄模塊等也需要特別開發。

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果保存在數據采集站的數據庫中；

2）將樣品介質中的放射性核素測量值與設定值進行比較，并在超過設定值時發出報警信號；

3）能夠自動診斷系統各部件的狀態；

4）為防止在發生軟硬件故障時，數據庫中的數據表發生變化，系統能夠自動備份數據庫文件。

4 系統校驗

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

5 結束語

針對壓水堆核電廠燃料元件破損監測，將高純鍺探測器應用于一回路冷卻劑實時監測，有利于運行人員及時準確判斷燃料元件完整性，分析一回路設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，數據處理后端，國內相關科研單位也做了相應的分析模型和分析程序，如中國原子能科學研究院開發的FDDS-1系統等。從現場測量前端到數據的后端處理，結合國內現有電廠的實際使用，對比M310的一回路液體總γ監測的方案，高純鍺譜儀探測器給出的測量結果是令人滿意的，將高分辨率能譜探測器引入到核電廠液體在線監測的方案是實際可行的，希望為國內研發及使用現場應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研制[J].?原子能科學技術，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

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TL35

A

1674-1617(2014)02-0109-04

2014-04-29

章愛平（1981—），男，江蘇鎮江人，工程師，從事核電廠輻射監測系統設計工作。