一回路放射性液体在线监测系统设计

章爱平，赵卫军，孙元君

（中国核电工程有限公司，北京  100840）

一回路放射性液体在线监测系统设计

章爱平，赵卫军，孙元君

（中国核电工程有限公司，北京  100840）

国内核电厂M310机型的一回路冷却剂放射性监测，采用在线总放射性测量和取样实验室测量两步结合的常规方法，在线测量数据易受环境本底影响，取样分析无法获取实时数据。通过对液体取样回路的设计和探测设备选型，将高纯锗谱仪（HPGe）引入一回路冷却剂在线测量成为可能，使得常规放射性液体测量方法由两步变为一步，缩短了对燃料元件破损、相关设备失效（如一回路过滤器）的分析判断时间，减轻了工作人员由现场取样带来的集体剂量负担。

高纯锗（HPGe）探测器；燃料元件破损；在线监测

压水堆一回路放射性液体介质中，放射性物质来源于燃料元件破损、一回路腐蚀性产物活化。作为我国在役核电厂主要堆型M310，对一回路的放射性监测采用的是在线监测一回路的总γ计数率，定期现场取样实验室分析。此方法优点是在线监测时间响应快，设备成本低；缺点是在线监测受环境条件影响较大，所获得的数据信息量少，无法准确判断总放射性的增加是由于燃料元件破损，还是一回路净化过滤器失效，需要现场取样后，实验室分析得出结论。

随着辐射探测技术的进步，高纯锗（HPGe）探测器的电制冷设备可实现连续可靠运行，实现了探测部件的小型化，避免人工频繁为HPGe添加制冷液氮，使之用于核电站现场监测成为可能。

为了降低探测位置处放射性环境对HPGe探测器测量的影响，对被监测的一回路放射性液体介质进行取样在线测量。

在役M310压水堆核电厂常规放射性液体监测方法主要分两步：一是在现场对被测介质的总放射性活度进行连续监测，判断安全屏障是否完整；二是对被测对象定期取样在实验室进行测量分析，进一步确定安全屏障失效的可能性。前者对安全屏障监测敏感但无法准确判断燃料元件是否真正破损，后者无法及时判断屏障是否安全。将高纯锗谱仪用于核电厂液体放射性在线监测，能够明确给出第一道安全屏障的密封完整性，且缩短了对燃料元件破损的分析时间，提高了核电厂运行的安全系数，同时此种方法减少了工作人员现场取样次数，降低了工作人员集体剂量负担。

1 设计原理

HPGe探测器属于半导体探测器，其原理是在高纯度的锗晶体两端注入金属接触极，在金属接触极两端加高压使高纯锗形成一个电场，当γ光子进入高纯锗内产生电子空穴对时，电场作用使电子空穴对产生脉冲电流，通过收集这些脉冲电流来记录γ光子的相关信息。HPGe探测器有其固有的一些优点：可获得大体积的高纯锗材料，全耗尽厚度＞1 cm，相对高的原子序数。这3个特点有利于提高相对效率和缩短测量时间；近于完善的电荷收集，可产生优良的能量分辨率（＜0.2%FWHM，1.33 MeV）；HPGe探测能区为100 keV～10 MeV，符合γ射线的黄金标准（The Gold Standard）[1]，在针对压水堆核电厂燃料元件破损监测中，其能量范围基本覆盖了主要裂变产物的能区范围。综上这些特点，使得将高纯锗谱仪引入到压水堆核电厂在线监测安全屏障完整性成为可能。

一回路液体介质中，可能存在的放射性核素种类繁多（如裂变气体产物：41Ar、85mKr、87Kr、88Kr、89Kr、90Kr、131mXe、133Xe、133mXe、135Xe、135mXe、137Xe、138Xe、139Xe等；裂变固体产物：131I、132I、133I、134I、135I、134Cs、137Cs、138Cs、42K、88Rb、24Na、139Ba、152Eu等以及腐蚀性活化产物：58Co、60Co、59Fe、57Ni等），每个放射性核素可能释放一个或几个不同特征能量的γ光子，采用普通的具有能量分辨探测器如NaI（Tl），无法对众多的γ光子进行分辨，到目前为止只有HPGe探测器才具备此分辨能力。

在所有裂变核素中有三类核素相对容易测出，这类核素不会大量沉积在回路壁面，较为容易建立起燃料元件破损释放和放射性活度浓度的关系，可以作为在线监测系统的目标核素有[2]：

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

碘组——131I、133I、134I、135I；

铯组——134Cs、137Cs。

根据工艺要求的不同，液体在线监测可设置在不同的位置，完成不同的监测任务；如为了监测燃料元件的破损，监测位置应设置在一回路过滤器的上游，HPGe探测器重点监测冷却剂中131I、133I、133Xe放射性核素浓度的比值。

燃料元件破损的识别方法是建立在美国和欧洲反应堆实验基础上的，通常是遵守以下原则[3]：

1）对无燃料破损的堆芯，净化系统正常情况下，冷却剂中131I、133I、133Xe活度浓度分别低于3.7×104Bq/kg、3.7×104Bq/kg和3.7×105B q/k g，其中，131I与133I的活度浓度之比约为0.1。

2）出现小的破损，131I与133I的活度浓度之比约为1，仅有长寿命的裂变产物如133Xe、131I等放射性活度浓度有大的变化。

3）对于大的破损，将导致131I与133I的活度浓度之比约为0.6，所有裂变产物包括短寿命核素均有较大变化。

2 液体在线监测方案

本方案综合借鉴了田湾核电站和秦山三期核电站的设计理念。

2.1 组成结构方案

本方案中设备主要布置在核电厂非辐射控制区和辐射控制区，主要由三部分组成：介质取样系统、测量系统和数据采集处理系统，组成结构如图1所示。

图1 液体在线监测结构图Fig.1 Structure of on-line liquid monitoring system

（1）液体介质取样系统

主要是对来自堆芯一回路水进行减压、流量调节、冷却、安全泄压等。

（2）测量系统

该子系统主要是利用HPGe探测装置对测量室内的液体介质进行准直和测量，并定期校准。

（3）数据采集和处理系统

该子系统主要由谱分析器和数据采集站组成，为实现液体谱仪的自动测量、定期维护需装载相应的应用程序。

2.2 取样回路方案

系统的取样点分布在一回路各环路的主循环泵出口位置，测量完的液体介质送入一回路净化系统，利用一回路和净化系统的压差使得液体流动，以取得一回路样品。

取样点设置在主泵出口，首先是利用主泵运转时产生的压头推动冷却剂样品，在取样回路中循环，不需要额外的取样动力设计，其次冷却剂经泵搅拌后，其中放射性物质在冷却剂中的分布会更加均匀，样品更具代表性，取样回路如图2所示。

图2 液体在线监测系统取样流程图Fig.2 Flow chart of on-line liquid monitoring system

为避免一回路冷却剂中的强γ本底（主要是短寿命核素，如N-16等）对测量结果的影响，取样管线的长度和管径需经过专门设计和计算来保证样品从取样点到测量室的输运时间控制在10～20 min。测量室1在正常运行模式下用于反应堆正常功率运行时测量使用，测量室2在特殊运行模式下用于判断燃料元件破损时测量使用。

2.3 系统运行方式

系统运行方式有手动和自动两种，两种运行方式均可在不同运行模式下进行。手动模式下，系统可根据操作员指令分步进行。自动模式分为两种方式，单点和多点测量。具体运行模式和功能如下：

（1）正常运行模式

首先进行系统自检，确定谱仪性能是否正常。其次测量测量室本底并记录。最后打开取样点进出口阀门，根据规程进行测量，分析结果上传至操作员站，此种模式下测量时间较短。

（2）特殊运行模式

当发现计数升高并超阈值报警时，测量模式由多点改为单点测量，测量时间相应延长以获得更多计数及进行定性、定量、定位测量。

3 软件配置方案

液体在线监测系统软件安装在数据采集站上，用于自动收集和处理系统运行期间的能谱信息。整个软件可分为能谱处理模块、监测控制模块、能谱分析设置模块、系统校准模块、数据库模块。需要注意的是国内核电厂辐射监测系统多采用ModBus通讯协议，与TCP/IP协议需转化模块，其他如数据库程序控制及调用模块、系统校准模块、防未经授权的设置修改和数据库访问记录模块等也需要特别开发。

软件配置的基本功能如下：

1）采集和处理γ能谱，确定核素的成分及其体积活度并将能谱和处理结果保存在数据采集站的数据库中；

2）将样品介质中的放射性核素测量值与设定值进行比较，并在超过设定值时发出报警信号；

3）能够自动诊断系统各部件的状态；

4）为防止在发生软硬件故障时，数据库中的数据表发生变化，系统能够自动备份数据库文件。

4 系统校验

液体谱仪校准内容包括准直器等设备的性能检查和探测器基本参数的估算，其中参数估算又包括整体非线性（INL）、能量分辨率、系统校验位置的全能峰的探测效率。校验所使用的参考源活度相对不确定度不超过2%。辐射本底应在0.2～20 μSv/h。

5 结束语

针对压水堆核电厂燃料元件破损监测，将高纯锗探测器应用于一回路冷却剂实时监测，有利于运行人员及时准确判断燃料元件完整性，分析一回路设备腐蚀情况及净化过滤器效率。在给出了整体解决方案的同时，数据处理后端，国内相关科研单位也做了相应的分析模型和分析程序，如中国原子能科学研究院开发的FDDS-1系统等。从现场测量前端到数据的后端处理，结合国内现有电厂的实际使用，对比M310的一回路液体总γ监测的方案，高纯锗谱仪探测器给出的测量结果是令人满意的，将高分辨率能谱探测器引入到核电厂液体在线监测的方案是实际可行的，希望为国内研发及使用现场应用型高纯锗谱仪提供有益的借鉴。

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

[2] 陈彭. 核电站燃料棒破损在线探测系统研制[J]. 原子能科学技术，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] 李兰. 压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法[J]. 核动力工程，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

章爱平（1981—），男，江苏镇江人，工程师，从事核电厂辐射监测系统设计工作。