CN103344981A - 试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法及装置 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电站脱气塔除气因子的试验检测方法及装置，其方法包括以下步骤：S1：在模拟料液中溶解模拟气体，用于模拟放射性原料液，其中，模拟料液为溶解有硼酸的溶液，模拟气体为N₂、O₂和稳定同位素Xe，Xe为示踪元素；S2：将已溶解模拟气体的模拟料液注入脱气塔，进行脱气；S3：由脱气塔排出的脱气后的模拟料液为塔底料液，测量塔底料液中Xe的浓度，计算脱气塔的除气因子。其装置包括质谱仪、以及依次连接的进料液罐、气液混合器、脱气塔和取样器。其有益效果：使得检测脱气塔除气因子的经济性较好、无放射性危害且环境友好。

Description

试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法及装置

技术领域

本发明涉及脱气塔，更具体地说，涉及一种试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法及装置。

背景技术

核电站硼酸回收系统主要用于对可复用硼酸废液进行处理，可复用硼酸废液来自核电站化容系统下泄管线、核岛排气和疏水系统的可复用一回路冷却剂。

核电站硼酸回收系统处理可复用硼酸废液的过程，包括净化（过滤和除盐）、除气和硼水分离，其中除气过程由核电站脱气塔来完成。核电站脱气塔的主要功能是采用热力法去除可复用硼酸废液中的氢气、氮气和放射性裂变气体，也用于反应堆压力容器开盖、闭盖前堆冷却剂的氢气、氧气的去除。

在实际生产过程中，脱气塔入口处引入的可复用硼酸废液称之为放射性原料液。

放射性原料液中，溶解性气体主要成分为氮气（N₂）、氢气（H₂）、氧气（O₂）、氪气（Kr）、氙气（Xe），放射性原料液的放射性主要由放射性气体Kr和放射性气体Xe所产生。

放射性原料液经脱气塔脱气后，脱气塔将排出放射性排出液。

脱气塔中放射性气体的脱除效果通过除气因子进行评价，除气因子即为放射性原料液的放射性活度与放射性排出液的放射性活度的比值。除气因子是脱气塔的一项重要技术参数，通过除气因子，可以掌握脱气塔去除放射性原料液中放射性气体的脱除效果。

但是，由于放射性原料液和放射性排出液的放射性，因此，脱气塔除气因子的检测存在安全性及环境影响性均较差的缺点；同时如果想检测脱气塔除气因子，现有技术一般是采用热态试验测试（即在实际生产过程中测试），这不仅也存在安全性及环境影响性均较差的缺点，而且耗时、耗力且费用昂贵，因此现有技术中也极少使用热态试验测试来检测脱气塔除气因子。

综上，现有技术中存在热态试验测试检测脱气塔除气因子存在经济性、安全性和环境影响性较差的缺点。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述热态试验测试检测脱气塔除气因子存在经济性、安全性和环境影响性较差的缺陷，提供一种经济性较好、无放射性危害和环境友好的试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法及装置。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，包括以下步骤：

S1：在模拟料液中溶解模拟气体，用于模拟放射性原料液，其中，所述模拟料液为溶解有硼酸的溶液，所述模拟气体包括N₂、O₂和稳定同位素Xe，Xe为示踪元素；

S2：将已溶解所述模拟气体的所述模拟料液注入脱气塔，进行脱气；

S3：由所述脱气塔排出的脱气后的所述模拟料液为塔底料液，测量所述塔底料液中Xe的浓度，计算所述脱气塔的除气因子。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法中，所述步骤S1中：

所述模拟料液中溶解的所述模拟气体中的N₂和O₂的浓度，分别等于所述放射性原料液中的N₂和O₂的浓度；

所述模拟料液中溶解的所述模拟气体中的Xe的浓度，等于所述放射性原料液的放射性核素浓度，

采用下述公式计算放射性原料液的核素浓度：

$A_1=\frac{C_1\×6.02{\×10}^2\×\ln 2}{t_{1/2}}$

其中，A₁：放射性原料液的放射性活度，Bq/m³，

C₁：放射性原料液的放射性核素浓度，mol/L，

t_1/2：放射性核素的半衰期，s。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法中，所述步骤S1进一步包括：

S1.1将所述模拟料液注入进料液罐，所述进料液罐内的加热器加热，使所述模拟料液的温度为40-60℃；

S1.2开启所述脱气塔塔底的再沸器，第一次加压，使所述脱气塔内产生蒸汽，排出所述脱气塔内残留的空气；

S1.3通过所述再沸器第二次加压，使得所述脱气塔塔顶压力达到要求压力；

S1.4将所述进料液罐中的所述模拟料液注入气液混合器，并在所述气液混合器中注入所述模拟气体，使得所述模拟气体溶解在所述模拟料液中；

其中，所述步骤S1中，所述模拟气体中的Xe为¹²⁴Xe或/和¹²⁶Xe；

所述步骤S2进一步包括：将所述气液混合器中已溶解所述模拟气体的所述模拟料液，通过所述脱气塔上的进料管注入所述脱气塔，进行脱气。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法中，所述步骤S3进一步包括：通过取样器采集所述塔底料液，质谱分析所述塔底料液中Xe的物质的量，根据所述取样器内所述塔底料液的体积，计算得到所述塔底料液中Xe的浓度。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法中，所述步骤S3进一步包括：所述塔底料液通过所述脱气塔底部的料液出口管排出所述脱气塔，所述取样器与所述料液出口管连接，通过所述取样器采集所述塔底料液，取样完成后，密封所述取样器，进行离线分析；

其中，所述离线分析进一步包括如下方法：将所述取样器与质谱仪连接；所述质谱仪进行抽真空，之后打开所述取样器排出管上的后端真空阀，使所述取样器内的所述塔底料液进入所述质谱仪；再于所述质谱仪中进行所述塔底料液的纯化，去除所述塔底料液中的活性气体，使得剩余气体为Xe，所述活性气体包括水蒸气、N₂、O₂和CO₂；再通过冷阱富集所述塔底料液中的Xe；最后调节所述冷阱温度至Xe变为气体进行质谱分析，得到所述塔底料液中Xe的物质的量，根据所述取样器内所述塔底料液的体积，计算得到所述塔底料液中Xe的浓度。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法中，在所述脱气塔实际生产时，所述放射性原料液经所述脱气塔脱气后，所述脱气塔将排出放射性排出液，采用下述公式计算所述放射性排出液的放射性活度：

$A_2=\frac{C_2\×6.02\×{10}^{20}\×\ln 2}{t_{1/2}}$

其中，A₂：放射性排出液的放射性活度，Bq/m³，

C₂：放射性排出液的放射性核素浓度，mol/L，

t_1/2：放射性核素的半衰期，s；

其中，所述放射性排出液的放射性核素浓度，等于所述塔底料液中Xe的浓度；

所述放射性原料液的放射性活度与所述放射性排出液的放射性活度的比值，为所述脱气塔的除气因子。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：还构造一种核电站脱气塔除气因子的试验检测装置，包括质谱仪、以及依次连接的进料液罐、气液混合器、脱气塔和取样器；

所述进料液罐，用于引入并内置模拟料液，所述模拟料液为溶解有硼酸的溶液；

所述气液混合器，用于引入所述进料液罐中的所述模拟料液，并在所述气液混合器中注入所述模拟气体，使得所述模拟气体溶解在所述模拟料液中，所述模拟气体为N、O和稳定同位素Xe，Xe为示踪元素；

所述脱气塔，包括塔体、位于所述塔体上的进料管和料液出口管，所述进料管与所述气液混合器连接，用于将所述气液混合器中已溶解所述模拟气体的所述模拟料液，通过所述进料管注入所述塔体，进行脱气；

所述取样器，与所述料液出口管连接，用于采集塔底料液，所述塔底料液为由所述料液出口管排出的脱气后的所述模拟料液；

所述质谱仪，用于离线分析所述取样器中的所述塔底料液，测量所述塔底料液中Xe的浓度，计算脱气塔的除气因子。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测装置中，所述塔体的顶部还连接有冷凝器，所述冷凝器用于冷却所述塔体的塔顶蒸汽形成冷却液，再将冷却液排出至所述脱气塔内，所述冷凝器还用于排出塔顶蒸汽中未凝结气体；所述进料管位于所述冷凝器下方；

所述料液出口管依次连接有强制循环泵和换热器，所述换热器的出口连接在所述进料液罐和所述气液混合器之间的管线上、且所述换热器的出口还与所述取样器连接。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测装置中，所述气液混合器包括文丘里管及与所述文丘里管连接的混合单元，所述文丘里管包括进液口、出液口和模拟气体入口，所述进液口用于引入所述进料液罐中的所述模拟料液，所述模拟气体入口用于引入所述模拟气体，所述出液口用于将引入的所述模拟料液和所述模拟气体排至所述混合单元，所述混合单元用于使得所述模拟气体溶解在所述模拟料液中；

所述换热器包括两端具有开口且内中空的壳体；所述壳体一端的开口处连接有第一管板，所述第一管板连接有第一封头，所述第一封头上方设置有用于和所述强制循环泵连接的进口、所述第一封头下方设置有用于排出换热后的所述塔底料液的出口；所述壳体另一端的开口处连接有第二管板，所述第二管板连接有第二封头；所述换热器还包括进液管束和回液管束，所述进液管束一端与所述第一管板联通、另一端与所述第二管板联通，所述回液管束一端与所述第一管板联通、另一端与所述第二管板联通；所述换热器还包括冷却水进口和冷却水出口，所述冷却水进口设置在所述壳体下方、且临近所述第二管板处，所述冷却水出口设置在所述壳体上方、且临近所述第一管板处；所述壳体内置有若干第一折流挡板，所述第一折流挡板的高度小于所述壳体径向的高度，相邻的两个所述第一折流挡板中，一个所述第一折流挡板连接在所述壳体上方的内壁上、另一个所述第一折流挡板连接在所述壳体下方的内壁上。

在本发明所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测装置中，所述冷凝器包括一端具有开口且内中空的外壳，所述外壳的开口处设置有第三管板，所述第三管板连接有第三封头，所述第三封头上方设置有用于引入塔顶蒸汽的蒸汽进口、以及用于排出塔顶蒸汽中未凝结气体的未凝结气体排出口，所述第三封头下方设置有冷却液出口、用于排出冷却塔顶蒸汽形成的冷却液；所述冷凝器还包括冷却水引入口、冷却水排出口、U形管束和若干第二折流挡板，所述冷却水引入口设置在所述外壳的下方，所述冷却水排出口设置在所述外壳的上方，所述U形管束置于所述外壳的内部，所述U形管束与所述第三管板联通，所述第二折流挡板间隔均匀地设置于所述外壳的内部；

所述取样器包括主体，所述主体上连接有引入管、排出管和吹气管，所述引入管上设置有前端真空阀，所述排出管上设置有后端真空阀，所述吹气管上设置有氮气吹扫真空阀。

实施本发明的试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法及装置，具有以下有益效果：全面准确地模拟了脱气塔脱气处理放射性原料液的过程，解决了现有技术难以检测脱气塔除气因子的难题，也解决了现有技术中存在的热态试验测试检测脱气塔除气因子存在的经济性、安全性和环境影响性较差的问题，使得检测脱气塔除气因子的经济性较好、无放射性危害且环境友好；

本发明采用稳定同位素示踪方法，通过测量成分浓度检测放射性活度，实现了脱气塔放射性气体除气因子的冷态试验，这样避免了检测脱气塔除气因子时放射性对人体的伤害，为核电站脱气塔设备国产化研发提供安全、经济的除气因子试验检测方法。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法实施例的程序流程图；

图2是本发明核电站脱气塔除气因子的试验检测装置实施例的结构示意图；

图3是图2中气液混合器的结构示意图；

图4是图2中脱气塔的结构示意图；

图5是图2中取样器的结构示意图；

图6是图2中冷凝器的结构示意图；

图7是沿图6中B-B线的剖视图；

图8是图2中换热器的结构示意图；

图9是沿图8中A-A线的剖视图；

图中：

1-进料液罐；

2-气液混合器；21-文丘里管，22-混合单元，23-进液口，24-出液口，25-模拟气体入口；

3-脱气塔；31-塔体，32-进料管，33-料液出口管；

4-取样器；41-主体，42-引入管，43-排出管，44-吹气管，45-前端真空阀，46-后端真空阀，47-氮气吹扫真空阀；

5-质谱仪；

6-冷凝器；601-外壳，602-第三管板，603-第三封头，604-蒸汽进口，605-未凝结气体排出口，606-冷却液出口，607-冷却水引入口，608-冷却水排出口，609-U形管束，610-第二折流挡板；

7-强制循环泵；

8-换热器；801-壳体，802-第一管板，803-第一封头，804-进口，805-出口，806-第二管板，807-第二封头，808-进液管束，809-回液管束，810-冷却水进口，811-冷却水出口，812-第一折流挡板，813-支撑脚；

9-进料液泵。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

本发明的原理简介：

A1：在实际生产过程中，将放射性原料液注入脱气塔，进行脱气，放射性原料液经脱气塔脱气后，脱气塔将排出放射性排出液。放射性原料液的放射性活度与放射性排出液的放射性活度的比值，即为脱气塔的除气因子。

A2：一般容易测得放射性原料液的放射性活度，可以认为放射性原料液的放射性活度是已知数据；但是，放射性排出液的放射性活度对人体有危害且不易测得，造成除气因子较难获取。

A3：本发明在模拟料液中溶解模拟气体，用于模拟放射性原料液，模拟料液为溶解有硼酸的溶液，模拟气体为N₂、O₂和稳定同位素Xe，其中的模拟料液和模拟气体均无放射性；将已溶解模拟气体的模拟料液注入脱气塔，进行脱气，再测量塔底料液中Xe的浓度，计算脱气塔的除气因子。需要说明的是，因为放射性排出液的放射性核素浓度等于塔底料液中Xe的浓度，所以测量得到塔底料液中Xe的浓度，就可以知道放射性排出液的放射性核素浓度，而知道放射性排出液的放射性核素浓度就可以根据计算公式计算出放射性排出液的放射性活度，最后放射性原料液的放射性活度与放射性排出液的放射性活度的比值，即为脱气塔的除气因子。

概括来讲，本发明首先根据放射性原料液各气体成分及含量，选定稳定同位素，并确定模拟气体的添加量；确定模拟料液和模拟气体后，在进料液罐内准备模拟料液，在气液混合器内实现模拟气体的添加，在脱气塔内实现模拟料液的除气试验，最终通过对塔底料液取样，验证并检测脱气塔的除气因子。本发明经济、环保、易操作且具有操作安全性。

下面的实施例中将会详细说明本发明的技术方案。

如图1所示，本实施例的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，包括以下步骤：

S1：在模拟料液中溶解模拟气体，用于模拟放射性原料液，其中，模拟料液为溶解有硼酸的溶液，模拟气体为N₂、O₂和稳定同位素Xe，Xe为示踪元素；

S2：将已溶解模拟气体的模拟料液注入脱气塔，进行脱气；

S3：由脱气塔排出的脱气后的模拟料液为塔底料液，测量塔底料液中Xe的浓度，计算脱气塔的除气因子。

下面先讲述上述的步骤S1。

模拟料液

模拟料液为溶解有硼酸的溶液，优先选取与核电站反应堆一回路相同硼酸浓度的水溶液。

模拟气体

放射性原料液溶解性气体主要成分为氮气（N₂）、氢气（H₂）、氧气（O₂）、氪气（Kr）、氙气（Xe），其中N₂、O₂、H₂浓度较高，Kr和Xe浓度较低，但其放射性主要由Kr和Xe所贡献。为了保证模拟料液和模拟气体的真实性，模拟气体应包含N₂、O₂、H₂，但由于H₂的潜在工业风险，暂选取N₂和O₂作为模拟气体的一部分。

气体溶解度包容性替代

为了提高检测精度并降低检测成本，采用气体溶解度包容性替代，选取Kr和Xe之一作为模拟气体成分。见表1，表1为放射性原料液中各溶解气体的溶解度。

表1放射性原料液中各溶解气体的溶解度

由以上溶解度表可知，Xe的溶解度要大于Kr的溶解度，即说明Xe更难以被脱气塔分离出来，因此用Xe来代替Kr是可行的、保守的。同理也适合O₂来代替H₂的模拟。

由此选取N₂、O₂以及Xe作为模拟气体；优选地，模拟气体由N₂、O₂和稳定同位素Xe组成，当然，在其它的实施例中，模拟气体中也可以含有其它气体，例如是H₂，但由于H₂的潜在工业风险，因此模拟气体中含有H₂的方案并非优选方案。其中N₂、O₂添加量按照放射性原料液计算选取，也即模拟料液中溶解的模拟气体中的N₂和O₂的浓度，分别等于放射性原料液中的N₂和O₂的浓度，Xe添加量采用放射性气体活度等效的方法确定。

放射性气体活度等效

采用下述公式计算放射性原料液的放射性核素浓度：

$A_1=\frac{C_1\×6.02\×{10}^{20}\×\ln 2}{t_{1/2}}$

其中，A₁：放射性原料液的放射性活度，Bq/m³，

C₁：放射性原料液的放射性核素浓度，mol/L，

t_1/2：放射性核素的半衰期，s。

已知放射性原料液中放射性元素Xe的放射性活度和放射性核素的半衰期，因此可计算出放射性原料液中放射性元素Xe的放射性核素浓度；同时已知放射性原料液中放射性元素Kr的放射性活度和放射性核素的半衰期，因此可计算出放射性原料液中放射性元素Kr的放射性核素浓度。

模拟料液中溶解的模拟气体中的Xe的浓度，等于放射性原料液中放射性元素Xe的放射性核素浓度与放射性原料液中放射性元素Kr的放射性核素浓度之和，由此，确定模拟料液中溶解的模拟气体中的Xe的添加量。

稳定同位素选取

在自然界大气中，含有9种不同的Xe稳定同位素，其丰度如表2。为了防止大气本底中Xe同位素的影响，应优选大气中丰度最低的Xe同位素作为示踪元素。

表2大气中Xe稳定同位素丰度表

同位素	百分含量（丰度）	同位素	百分含量（丰度）
				124Xe	0.09	126Xe	0.09
128Xe	1.92	129Xe	26.44
				130Xe	4.08	131Xe	21.18
132Xe	26.89	134Xe	10.44
				136Xe	8.87

由上表可知，¹²⁴Xe或¹²⁶Xe的丰度最低，因此本实施例优先选取¹²⁴Xe或/和¹²⁶Xe的作为示踪元素。当然，在其它的实施例中，也可以选择其它丰度的Xe，只是此时不能有效防止大气本底中Xe同位素的影响。

上面讲述了选取模拟料液以及选取何种气体为模拟气体的问题，如此选择的优点在于：

本实施例用稳定同位素示踪，代替放射性气体热态检测，降低检测成本，减少工业放射性风险和环境污染；

本实施例使用放射性气体活度等效替代，采用一种核素代替其他核素进行试验，提高试验经济性和测量准确性，保证了放射性冷态试验模拟气体的真实性；

本实施例采用气体溶解度的包容性替代，选取溶解度较高的成分包容替代其他成分进行除气试验，提高试验经济性，也保证了脱气塔除气因子的评定准确性；

本实施例实现了核电站脱气塔系统的所有工况模拟，提高了试验可操作性，解决了脱气塔产业化过程中的中试问题。

本实施例采用相似原理，根据流量等效方法模拟核电站原型脱气塔，提高实验经济性和可操作性。

下面再叙述步骤S1的详细过程。

步骤S1进一步包括：

S1.1将模拟料液注入进料液罐，进料液罐内加热器加热，使模拟料液的温度为40-60℃，加热的作用是防止模拟料液中的硼酸凝结。

S1.2开启脱气塔塔底的再沸器，第一次加压（压力介于0.9-1.2bar之间，例如是1.08bar），使脱气塔内产生蒸汽，排出脱气塔内残留的空气。再沸器图中未标示，再沸器位于脱气塔底部，用于加热。

S1.3通过再沸器第二次加压（压力介于1.3-1.6bar之间，例如是1.47bar），使得脱气塔塔顶压力达到要求压力。

S1.4将进料液罐中的模拟料液注入气液混合器，并在气液混合器中注入模拟气体，使得模拟气体溶解在模拟料液中。

下面再讲述上述的步骤S2。

步骤S2进一步包括：将气液混合器中已溶解模拟气体的模拟料液，通过位于脱气塔顶部的进料管注入脱气塔，进行脱气。

下面再讲述上述的步骤S3。

步骤S3进一步包括：通过取样器采集塔底料液，质谱分析塔底料液中Xe的物质的量，根据取样器内塔底料液的体积，计算得到塔底料液中Xe的浓度。

步骤S3进一步包括：塔底料液通过脱气塔底部的料液出口管排出脱气塔，取样器与料液出口管连接，通过取样器采集塔底料液，取样完成后，密封取样器，进行离线分析；

其中，离线分析为：将取样器与质谱仪连接；质谱仪进行抽真空，之后打开取样器排出管上的后端真空阀，使取样器内的塔底料液进入质谱仪；再于质谱仪中进行塔底料液的纯化，去除塔底料液中的活性气体，使得剩余气体为Xe，活性气体包括水蒸气、N₂、O₂和CO₂；再通过冷阱富集塔底料液中的Xe；最后调节冷阱温度（-108℃）至Xe变为气体进行质谱分析，得到塔底料液中Xe的物质的量，根据取样器内塔底料液的体积，计算得到塔底料液中Xe的浓度。

关于本实施例中除气因子的计算，需要说明的是：在脱气塔实际生产时，放射性原料液经脱气塔脱气后，脱气塔将排出放射性排出液，采用下述公式计算放射性排出液的放射性活度：

$A_2=\frac{C_2\×6.02\×{10}^{20}\×\ln 2}{t_{1/2}}$

其中，A₂：射性排出液的放射性活度，Bq/m³，

C₂：射性排出液的放射性核素浓度，mol/L，

t_1/2：放射性核素的半衰期，s；

其中，放射性排出液的放射性核素浓度，等于塔底料液中Xe的浓度

放射性原料液的放射性活度与放射性排出液的放射性活度的比值，即为脱气塔的除气因子。

也就是说，因为放射性排出液的放射性核素浓度等于塔底料液中Xe的浓度，所以测量得到塔底料液中Xe的浓度，就可以知道放射性排出液的放射性核素浓度，而知道放射性排出液的放射性核素浓度就可以根据计算公式计算出放射性排出液的放射性活度（其中，放射性核素的半衰期为放射性元素Xe的半衰期），最后放射性原料液的放射性活度与放射性排出液的放射性活度的比值，即为脱气塔的除气因子。

下面对本实施例的试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法进行概括的叙述。

⑴模拟料液及模拟气体的准备

在进料液罐内添加一定量的除盐水，添加定量的硼酸后，获得要求浓度的模拟料液。

选用高压气瓶装纯N₂、O₂、Xe作为备用气体。

⑵试验步骤

①充注升温

进料液罐内加热器升温，保证料液温度为50℃，防止硼酸结晶。由进料液泵进行试验回路充注，保证脱气塔再沸器内水位稳定。在进料液泵和强制循环泵工作条件下，形成闭环回路。

②系统除气

开启冷凝器、换热器冷却水后，开启脱气塔塔底再沸器的加热元件，使塔顶压力达到要求压力，产生蒸汽，实现初步气液传质，从而通过冷凝器排出系统中残留的空气。

③升压

增大脱气塔塔底再沸器加热功率，将塔顶压力提高至生产要求压力。

④生产

开启高压气瓶，将模拟气体定流量混入料液中，进入脱气塔传质脱气。进一步讲，溶解了模拟气体的模拟料液由脱气塔顶部喷淋进料，脱气塔底部再沸器加热形成上升蒸汽，与进料液在塔板上进行气液传质，深度脱气。工况稳定后，塔顶蒸汽含有大部分的模拟气体（N₂、O₂、Xe），由冷凝器冷凝后，凝结水（也即冷却塔顶蒸汽形成的冷却液）回流至脱气塔顶部，未凝结气体（N₂、O₂、Xe）由冷凝器顶部排入大气。塔底料液为除气后料液，由强制循环泵送入进料液罐下行管线重复使用。在塔底料液管线上间歇取样分析，取样前，每个取样器首先用99.9%的氮气吹扫30s，以排净取样器内的空气，然后关闭两端真空阀（前端真空阀45和后端真空阀46）。取样时，先打开前端真空阀45，让塔底料液流入取样器，再打开后端真空阀46，让塔底料液多次洗涤取样器30s后，先关闭后端真空阀46，再关闭前端真空阀45，取样完成后，用密封胶带密封保存。

⑤停止

关闭再沸器加热元件，利用换热器将料液降温至50℃后，排空试验回路料液。

⑥样品离线分析

将取有样品的取样器密封保存，进行离线分析。将取样器与质谱仪（型号MM5400）通过快速接头连接后，首先进行抽真空，当真空度达到要求后，打开取样器连接端的真空阀门进样。进样后，进行样品纯化，质谱仪纯化系统依次采用海绵钛炉、锆铝泵等去除水蒸气、N₂、O₂、CO₂等活性气体，剩余的为惰性气体Xe，进入冷阱。冷阱为U形管，管内布置活性炭，采用液氮冷却，Xe被冷却成固体后被活性炭吸附，从而完成Xe的富集。控制液氮温度，可调节冷阱温度至Xe变为气体析出进入质谱仪。气体在质谱仪电子轰击、检测器以及计算机辅助系统的帮助下完成气体的量和浓度的计算分析。得到塔底料液中Xe的物质的量，根据取样器内塔底料液的体积，计算得到塔底料液中Xe的浓度。

下面叙述本实施例的核电站脱气塔除气因子的试验检测装置。

如图2所示，本实施例的核电站脱气塔除气因子的试验检测测试装置，包括质谱仪5、以及依次连接的进料液罐1、气液混合器2、脱气塔3和取样器4；

进料液罐1，用于引入并内置模拟料液，模拟料液为溶解有硼酸的溶液；

气液混合器2，用于引入进料液罐1中的模拟料液，并在气液混合器2中注入模拟气体，使得模拟气体溶解在模拟料液中，模拟气体为N₂、O₂和稳定同位素Xe，Xe为示踪元素；

脱气塔3，包括塔体31、位于塔体31顶部的进料管32、和位于塔体31底部的料液出口管33，进料管32与气液混合器2连接，用于将气液混合器2中已溶解模拟气体的模拟料液，通过进料管32注入塔体31，进行脱气；气液混合器2和脱气塔3之间还连接有进料液泵9，用于将气液混合器2中已溶解模拟气体的模拟料液，通过进料管32打入塔体31。

取样器4，与料液出口管33连接，用于采集塔底料液，塔底料液为由料液出口管排出的脱气后的模拟料液；

质谱仪5，用于离线分析取样器4中的塔底料液，测量塔底料液中Xe的浓度，计算脱气塔3的除气因子。

塔体31的顶部还连接有冷凝器6，冷凝器6用于冷却塔体31的塔顶蒸汽形成冷却液，再将冷却液排出至脱气塔3内，冷凝器6还用于排出塔顶蒸汽中未凝结气体；进料管32位于冷凝器6下方；

料液出口管33依次连接有强制循环泵7和换热器8，换热器8的出口连接在进料液罐1和气液混合器2之间的管线上、且换热器8的出口还与取样器4连接。

如图3所示，气液混合器2包括文丘里管21及与文丘里管21连接的混合单元22，文丘里管21包括进液口23、出液口24和模拟气体入口25，进液口23用于引入进料液罐1中的模拟料液，模拟气体入口25用于引入模拟气体，出液口24用于将引入的模拟料液和模拟气体排至混合单元22，混合单元22用于使得模拟气体溶解在模拟料液中；混合单元22将模拟气体溶解在模拟料液后，混合单元22将已溶解模拟气体的模拟料液排出至脱气塔3的进料管32。

如图8、图9所示，换热器8包括两端具有开口且内中空的壳体801；壳体801一端的开口处连接有第一管板802，第一管板802连接有第一封头803，第一封头803上方设置有用于和强制循环泵7连接的进口804、第一封头803下方设置有用于排出换热后的塔底料液的出口805；壳体801另一端的开口处连接有第二管板806，第二管板806连接有第二封头807；换热器8还包括进液管束808和回液管束809，进液管束808一端与第一管板802联通、另一端与第二管板806联通，回液管束809一端与第一管板802联通、另一端与第二管板806联通；换热器8还包括冷却水进口810和冷却水出口811，冷却水进口810设置在壳体801下方、且临近第二管板806处，冷却水出口811设置在壳体801上方、且临近第一管板802处；壳体801内置有若干第一折流挡板812，第一折流挡板812的高度小于壳体801径向的高度，相邻的两个第一折流挡板812中，一个第一折流挡板812连接在壳体801上方的内壁上、另一个第一折流挡板812连接在壳体801下方的内壁上。

塔底料液先由料液出口管33排至强制循环泵7，强制循环泵7再将塔底料液排至进口804，塔底料液由进口804进入第一管板802，塔底料液再由第一管板802进入进液管束808进行流动、进行热交换。热交换是通过引入壳体801内的冷却水与管束（进液管束808和回液管束809）进行的；冷却水由冷却水进口810，再由冷却水出口811排出，冷却水的流动方向与进液管束808中的塔底料液的流动方向相反，这样有利于换热效率的提高。进液管束808中的塔底料液换热后将流入第二管板806，第二管板806再将塔底料液排至回液管束809，再次进行热交换，回液管束809中的塔底料液将排至第一管板802，最终通过出口805排出换热器8。壳体801下方还焊接有支撑脚813，用于支撑壳体801。第一折流挡板812的作用是阻碍壳体801内冷却水的流动速度，增加冷却水与管束外壁的接触时间，延长热交换的时间，从而达到较好的热交换效果。

如图6、图7所示，冷凝器6包括一端具有开口且内中空的外壳601，外壳601的开口处设置有第三管板602，第三管板602连接有第三封头603，第三封头603上方设置有用于引入塔顶蒸汽的蒸汽进口604、以及用于排出塔顶蒸汽中未凝结气体的未凝结气体排出口605，第三封头603下方设置有冷却液出口606、用于排出冷却塔顶蒸汽形成的冷却液；冷凝器6还包括冷却水引入口607、冷却水排出口608、U形管束609和若干第二折流挡板610，冷却水引入口607设置在外壳601的下方，冷却水排出口608设置在外壳601的上方，U形管束609置于外壳601的内部，U形管束609与第三管板602联通，第二折流挡板610间隔均匀地设置于外壳601的内部。

脱气塔3在对溶解有模拟气体的模拟溶液脱气时，模拟溶液中的部分模拟气体将挥发出，逐渐上升到塔体31顶部，这些位于塔体31顶部的挥发出的气体为塔顶蒸汽，塔顶蒸汽含有大部分的模拟气体（N₂、O₂、Xe）。塔顶蒸汽通过蒸汽进口604进入第三封头603，并通过第三管板602进入U形管束609，U形管束609外壁与外壳601之间有引入的冷却水、用于和U形管束609进行热交换。冷却水通过冷却水引入口607引入U形管束609外壁与外壳601之间的空间内，冷却水通过冷却水排出口608排出外壳601。热交换后，U形管束609内的塔顶蒸汽将冷却为冷却液，也即凝结水，冷却液通过冷却液出口606排出冷凝器6，回流至脱气塔3顶部。第二折流挡板610与上述的第一折流挡板812的作用相同。

如图5所示，取样器4包括主体41，主体41上连接有引入管42、排出管43和吹气管44，引入管42上设置有前端真空阀45，排出管43上设置有后端真空阀46，吹气管44上设置有氮气吹扫真空阀47。

在塔底料液管线（换热器8与进料液罐1之间的管线）上用取样器4间歇取样分析，取样前，先打开前端真空阀45，让塔底料液流入主体41，再打开后端真空阀46，让塔底料液多次洗涤取样器430s后，先关闭后端真空阀46，再关闭前端真空阀45，取样完成后，用密封胶带密封保存。

本实施例采用脱气试验系统和离线质谱分析方法，全面准确的模拟了核电站现有的放射性废液脱气系统的运行工况，解决了难以进行核电站脱气塔放射性气体除气因子的试验检测的问题；本实施例采用稳定同位素示踪方法，通过测量成分浓度检测放射性活度，实现了脱气塔放射性气体除气因子的冷态试验。

上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (10)

1.一种核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1：在模拟料液中溶解模拟气体，用于模拟放射性原料液，其中，所述模拟料液为溶解有硼酸的溶液，所述模拟气体包括N₂、O₂和稳定同位素Xe，Xe为示踪元素；

S2：将已溶解所述模拟气体的所述模拟料液注入脱气塔，进行脱气；

S3：由所述脱气塔排出的脱气后的所述模拟料液为塔底料液，测量所述塔底料液中Xe的浓度，计算所述脱气塔的除气因子。

2.根据权利要求1所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，其特征在于，所述步骤S1中：

所述模拟料液中溶解的所述模拟气体中的N₂和O₂的浓度，分别等于所述放射性原料液中的N₂和O₂的浓度；

所述模拟料液中溶解的所述模拟气体中的Xe的浓度，等于所述放射性原料液的放射性核素浓度，

采用下述公式计算放射性原料液的核素浓度：

$A_1=\frac{C_1\×6.02\×{10}^{20}\×\ln 2}{t_{1/2}}$

其中，A₁：放射性原料液的放射性活度，Bq/m³，

C₁：放射性原料液的放射性核素浓度，mol/L，

t_1/2：放射性核素的半衰期，s。

3.根据权利要求1所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，其特征在于，所述步骤S1进一步包括：

S1.1将所述模拟料液注入进料液罐，所述进料液罐内的加热器加热，使所述模拟料液的温度为40-60℃；

S1.2开启所述脱气塔塔底的再沸器，第一次加压，使所述脱气塔内产生蒸汽，排出所述脱气塔内残留的空气；

S1.3通过所述再沸器第二次加压，使得所述脱气塔塔顶压力达到要求压力；

S1.4将所述进料液罐中的所述模拟料液注入气液混合器，并在所述气液混合器中注入所述模拟气体，使得所述模拟气体溶解在所述模拟料液中；

其中，所述步骤S1中，所述模拟气体中的Xe为¹²⁴Xe或/和¹²⁶Xe；

所述步骤S2进一步包括：将所述气液混合器中已溶解所述模拟气体的所述模拟料液，通过所述脱气塔上的进料管注入所述脱气塔，进行脱气。

4.根据权利要求1所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，其特征在于，所述步骤S3进一步包括：通过取样器采集所述塔底料液，质谱分析所述塔底料液中Xe的物质的量，根据所述取样器内所述塔底料液的体积，计算得到所述塔底料液中Xe的浓度。

5.根据权利要求4所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，其特征在于，所述步骤S3进一步包括：所述塔底料液通过所述脱气塔底部的料液出口管排出所述脱气塔，所述取样器与所述料液出口管连接，通过所述取样器采集所述塔底料液，取样完成后，密封所述取样器，进行离线分析；

其中，所述离线分析进一步包括如下方法：将所述取样器与质谱仪连接；所述质谱仪进行抽真空，之后打开所述取样器排出管上的后端真空阀，使所述取样器内的所述塔底料液进入所述质谱仪；再于所述质谱仪中进行所述塔底料液的纯化，去除所述塔底料液中的活性气体，使得剩余气体为Xe，所述活性气体包括水蒸气、N₂、O₂和CO₂；再通过冷阱富集所述塔底料液中的Xe；最后调节所述冷阱温度至Xe变为气体进行质谱分析，得到所述塔底料液中Xe的物质的量，根据所述取样器内所述塔底料液的体积，计算得到所述塔底料液中Xe的浓度。

6.根据权利要求1或4所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测方法，在所述脱气塔实际生产时，所述放射性原料液经所述脱气塔脱气后，所述脱气塔将排出放射性排出液，其特征在于，采用下述公式计算所述放射性排出液的放射性活度：

$A_2=\frac{C_2\×6.02\×{10}^{20}\×\ln 2}{t_{1/2}}$

其中，A₂：放射性排出液的放射性活度，Bq/m³，

C₂：放射性排出液的放射性核素浓度，mol/L，

t_1/2：放射性核素的半衰期，s；

其中，所述放射性排出液的放射性核素浓度，等于所述塔底料液中Xe的浓度；

所述放射性原料液的放射性活度与所述放射性排出液的放射性活度的比值，为所述脱气塔的除气因子。

7.一种核电站脱气塔除气因子的试验检测装置，其特征在于，包括质谱仪（5）、以及依次连接的进料液罐（1）、气液混合器（2）、脱气塔（3）和取样器（4）；

所述进料液罐（1），用于引入并内置模拟料液，所述模拟料液为溶解有硼酸的溶液；

所述气液混合器（2），用于引入所述进料液罐（1）中的所述模拟料液，并在所述气液混合器（2）中注入所述模拟气体，使得所述模拟气体溶解在所述模拟料液中，所述模拟气体为N₂、O₂和稳定同位素Xe，Xe为示踪元素；

所述脱气塔（3），包括塔体（31）、位于所述塔体（31）上的进料管（32）和料液出口管（33），所述进料管（32）与所述气液混合器（2）连接，用于将所述气液混合器（2）中已溶解所述模拟气体的所述模拟料液，通过所述进料管（32）注入所述塔体（31），进行脱气；

所述取样器（4），与所述料液出口管（33）连接，用于采集塔底料液，所述塔底料液为由所述料液出口管（33）排出的脱气后的所述模拟料液；

所述质谱仪（5），用于离线分析所述取样器（4）中的所述塔底料液，测量所述塔底料液中Xe的浓度，计算脱气塔（3）的除气因子。

8.根据权利要求7所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测装置，其特征在于，所述塔体（31）的顶部还连接有冷凝器（6），所述冷凝器（6）用于冷却所述塔体（31）的塔顶蒸汽形成冷却液，再将冷却液排出至所述脱气塔（3）内，所述冷凝器（6）还用于排出塔顶蒸汽中未凝结气体；所述进料管（32）位于所述冷凝器（6）下方；

所述料液出口管（33）依次连接有强制循环泵（7）和换热器（8），所述换热器（8）的出口连接在所述进料液罐（1）和所述气液混合器（2）之间的管线上、且所述换热器（8）的出口还与所述取样器（4）连接。

9.根据权利要求8所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测装置，其特征在于：

所述气液混合器（2）包括文丘里管（21）及与所述文丘里管（21）连接的混合单元（22），所述文丘里管（21）包括进液口（23）、出液口（24）和模拟气体入口（25），所述进液口（23）用于引入所述进料液罐（1）中的所述模拟料液，所述模拟气体入口（25）用于引入所述模拟气体，所述出液口（24）用于将引入的所述模拟料液和所述模拟气体排至所述混合单元（22），所述混合单元（22）用于使得所述模拟气体溶解在所述模拟料液中；

所述换热器（8）包括两端具有开口且内中空的壳体（801）；所述壳体（801）一端的开口处连接有第一管板（802），所述第一管板（802）连接有第一封头（803），所述第一封头（803）上方设置有用于和所述强制循环泵（7）连接的进口（804）、所述第一封头（803）下方设置有用于排出换热后的所述塔底料液的出口（805）；所述壳体（801）另一端的开口处连接有第二管板（806），所述第二管板（806）连接有第二封头（807）；所述换热器（8）还包括进液管束（808）和回液管束（809），所述进液管束（808）一端与所述第一管板（802）联通、另一端与所述第二管板（806）联通，所述回液管束（809）一端与所述第一管板（802）联通、另一端与所述第二管板（806）联通；所述换热器（8）还包括冷却水进口（810）和冷却水出口（811），所述冷却水进口（810）设置在所述壳体（801）下方、且临近所述第二管板（806）处，所述冷却水出口（811）设置在所述壳体（801）上方、且临近所述第一管板（802）处；所述壳体（801）内置有若干第一折流挡板（812），所述第一折流挡板（812）的高度小于所述壳体（801）径向的高度，相邻的两个所述第一折流挡板（812）中，一个所述第一折流挡板（812）连接在所述壳体（801）上方的内壁上、另一个所述第一折流挡板（812）连接在所述壳体（801）下方的内壁上。

10.根据权利要求9所述的核电站脱气塔除气因子的试验检测装置，其特征在于：

所述冷凝器（6）包括一端具有开口且内中空的外壳（601），所述外壳（601）的开口处设置有第三管板（602），所述第三管板（602）连接有第三封头（603），所述第三封头（603）上方设置有用于引入塔顶蒸汽的蒸汽进口（604）、以及用于排出塔顶蒸汽中未凝结气体的未凝结气体排出口（605），所述第三封头（603）下方设置有冷却液出口（606）、用于排出冷却塔顶蒸汽形成的冷却液；所述冷凝器（6）还包括冷却水引入口（607）、冷却水排出口（608）、U形管束（609）和若干第二折流挡板（610），所述冷却水引入口（607）设置在所述外壳（601）的下方，所述冷却水排出口（608）设置在所述外壳（601）的上方，所述U形管束（609）置于所述外壳（601）的内部，所述U形管束（609）与所述第三管板（602）联通，所述第二折流挡板（610）间隔均匀地设置于所述外壳（601）的内部；

所述取样器（4）包括主体（41），所述主体（41）上连接有引入管（42）、排出管（43）和吹气管（44），所述引入管（42）上设置有前端真空阀（45），所述排出管（43）上设置有后端真空阀（46），所述吹气管（44）上设置有氮气吹扫真空阀（47）。

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