[发明专利]一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法和系统

说明书

本发明公开了一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法和系统。所述系统包括：γ射线探测器、能谱分析器、计算机。本发明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。

技术领域

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。

发明内容

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；