CN104240776A - 核电站控制室放射性物质监测方法和系统 - Google Patents

核电站控制室放射性物质监测方法和系统 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核电站控制室放射性物质监测方法，该方法包括：采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度；根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值；若是，则发出报警信号。实现全面、可靠的核电站控制室放射性物质监测处理技术。此外，本发明还公开了一种核电站控制室放射性物质监测系统。

Description

核电站控制室放射性物质监测方法和系统
技术领域
本发明属于核电技术领域，具体涉及一种核电站控制室放射性物质监测方法和系统。
背景技术
一般的，核电站都设置有控制室，用于进行下述活动：在各种工况下安全地运行核动力厂；出现预计运行事件、设计基准事故和严重事故后，采取相应措施，以保持核动力厂的安全状态或使之返回安全状态。基于上述活动的原因，主控制室内的操作人员可能会面临事故中的过量照射。为防止控制室内人员遭受过量照射，保障其人身安全，相关规程要求采取适当措施和提供足够的信息保护控制室内的人员，如GB18871-2002中对工作人员的职业照射限值做出了规定，要求工作人员任何一年的职业照射不得超过50mSv(包括外照射和内照射)。另外，采取适当手段限制控制室人员职业照射在规定限值之内，也是控制室可居留性设计的重要内容。
核电厂事故期间，放射性物质可能通过通风系统进入控制室，工作人员受到的照射主要包括：一是受污染空气产生的浸没外照射；二是吸入受污染空气产生的内照射。放射性物质在空气中的物理形态分气溶胶(包括粒子和液滴)和气体两种，以气溶胶形式存在的核素包括固体核素以及易附着于尘埃上的元素碘，以气体形式存在的核素包括惰性气体、气态碘(元素碘、甲基碘)。放射性气溶胶、碘、惰性气体对工作人员均会产生浸没外照射危害，根据核电厂事故工况下辐射防护报告，浸没外照射剂量主要由惰性气体产生。放射性气溶胶和碘吸入人体后会滞留在组织或器官中，是内照射的主要来源。
目前，采用剂量率测量手段来监测控制室进风中的放射性，图1为核电站控制室通风系统流程简图，放射性监测设备设置于主空调机组之前、新风和回风的混合处，正常运行下，主空调机组进风来自正常新风和回风的混合风；当监测到放射性超过二级阈值，切换至应急新风，新风经高效粒子/碘过滤器过滤；在严重事故下，放射性继续升高达到一定限值时，可手工关闭通风系统。该监测方法中控制室进风放射性监测仪采用电离室测量空气吸收剂量率方式，只能测量放射性物质衰变产生的γ射线，仅反映外照射，不能监测和评估放射性物质吸入人体后持续产生的内部照射，不能及时触发防护设施控制职业照射。如何实现对外部照射和内部照射有效的监测，及时触发防护设施，确保主控室内人员辐射安全，是亟待解决的问题。
发明内容
本发明的目的在于：在核电站控制室的放射性物质监测过程中，提供一种全面、可靠的监测技术。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站控制室放射性物质监测方法，所述方法包括：
采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度；
根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值；
若是，则发出报警信号。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述放射性物质至少包括气溶胶、放射性碘以及惰性气体中的一项。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值，包括：
若所述放射性物质为气溶胶，监测所述控制室中气溶胶待积有效剂量是否达到危害人体的值。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值，包括：
若所述放射性物质为放射性碘，监测所述控制室中放射性碘待积有效剂量是否达到危害人体的值。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值，包括：
若所述放射性物质为惰性气体，监测所述控制室中惰性气体浸没外照射剂量率是否达到危害人体的值。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述气溶胶待积有效剂量，包括：
选择137Cs作为被测核素，将人体1小时内吸入137Cs的总活度乘以137Cs的剂量转换因子得到所述气溶胶待积有效剂量。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述放射性碘待积有效剂量，包括：
选择131I作为被测核素，将人体1小时内吸入131I的总活度乘以131I的剂量转换因子得到所述放射性碘待积有效剂量。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述惰性气体浸没外照射剂量率，包括：
选择133Xe作为被测核素，将133Xe的活度浓度乘以133Xe的剂量率转换因子得到所述惰性气体浸没外照射剂量率。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，在所述发出报警信号后，还包括：
将控制室中的进风状态切换至高效过滤和碘吸附状态。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测方法的一种改进，所述方法还包括：
关闭控制室通风系统。
为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电站控制室放射性物质监测系统，系统包括：
采集器，用于采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度；
监测仪，用于根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值；
报警装置，用于若所述监测仪监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量达到危害人体的值，则发出报警信号。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测系统的一种改进，所述系统还包括：
控制器，用于根据所述报警装置发出的报警将控制室中的进风状态切换至高效过滤和碘吸附状态。
作为本发明核电站控制室放射性物质监测系统的一种改进，所述控制器还用于：
关闭控制室通风系统。
与现有技术相比，本发明核电站控制室放射性物质监测方法和系统具有以下有益技术效果：通过采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度，实现对控制室的外照射剂量和内照射剂量进行监测，判断是否达到危害人体的值。由于将之前采用空气吸收剂量率作为监测对象，替换为直接监测空气中放射性物质的活度浓度，然后根据活度浓度推算内外部照射剂量，实现对外部照射和内部照射的有效监测。此外，由于设置了过滤器切换和切断污染源方式的措施，实现更为有效的核电站控制室放射性物质报警处理。该方法简单易行，取得很好的技术效果。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明一种核电站控制室放射性物质监测方法、装置及系统进行详细说明，其中：
图1提供了一种现行核电站控制室放射性物质监测方法的一个实例流程图。
图2提供了一种核电站控制室放射性物质监测方法的一个实例流程图。
图3提供了一种核电站控制室放射性物质监测系统的一个实例示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当强调的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明的使用场合。
请结合参看图2，图2提供了一种核电站控制室放射性物质监测方法。包括：
步骤201，采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度。
其中，放射性物质至少包括气溶胶、放射性碘以及惰性气体中的一项。
具体的，采集气溶胶、放射性碘、惰性气体活度浓度，根据EJ/T 1136-2001，主控室可居留性设计宜用LOCA事故估算工作人员辐照水平，根据压水堆核电厂LOCA事故源项选择被测核素，对于气溶胶，可选择137Cs作为被测核素；对于放射性碘，可选择131I作为被测核素；对于惰性气体，可选择133Xe作为被测核素。
步骤203，根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值。
具体的，若所述放射性物质为气溶胶，监测所述控制室中气溶胶待积有效剂量是否达到危害人体的值。选择137Cs作为被测核素，将人体1小时内吸入137Cs的总活度乘以137Cs的剂量转换因子得到所述气溶胶待积有效剂量。可选的，137Cs的剂量转换因子可参考GB-18871，人体1小时吸入空气体积可参考RG1.183。
若所述放射性物质为放射性碘，监测所述控制室中放射性碘待积有效剂量是否达到危害人体的值。选择131I作为被测核素，将人体1小时内吸入131I的总活度乘以131I的剂量转换因子得到所述放射性碘待积有效剂量。可选的，131I的剂量转换因子可参考GB-18871，人体1小时吸入空气体积可参考RG1.183。
若所述放射性物质为惰性气体，监测所述控制室中惰性气体浸没外照射剂量率是否达到危害人体的值。选择133Xe作为被测核素，将133Xe的活度浓度乘以133Xe的剂量率转换因子得到所述惰性气体浸没外照射剂量率。可选的，133Xe剂量率转换因子参考GB-18871。
进一步的，将气溶胶待积有效剂量、放射性碘待积有效剂量以及惰性气体浸没外照射剂量率乘以工作人员停留控制室的时间，即可得到相应的外照射剂量和内照射剂量。
步骤205，若是，则发出报警信号。
若监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量达到危害人体的值，则发出报警信号。
进一步的，接到警报信息后，将控制室中的进风状态切换至高效过滤和碘吸附状态。
可选的，切换至高效过滤和碘吸附状态在于降低内照射危害，可直接根据活度浓度测量数据来设计阈值。为尽早启动防护设施，报警阈值需尽可能低。一般的，气溶胶、放射性碘、惰性气体监测仪活度浓度报警阈值可设为本底活度浓度的2倍。
进一步的，可直接关闭控制室通风系统。
高效过滤和碘过滤可能不能滤除所有的气溶胶和碘，防护措施可关闭通风系统切断污染源，使工作人员受照剂量限制在一定范围内。
本发明实施例通过采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度，实现对控制室的外照射剂量和内照射剂量进行监测，判断是否达到危害人体的值。由于将之前采用空气吸收剂量率作为监测对象，替换为直接监测空气中放射性物质的活度浓度，然后根据活度浓度推算内外部照射剂量，实现对外部照射和内部照射有效的监测。此外，由于设置了过滤器切换和切断污染源方式的措施，实现更为有效的核电站控制室放射性物质报警处理。
请结合参看图3，图3提供了一种核电站控制室放射性物质监测系统的一个实施例的示意图。包括：采集器301、监测仪303、报警装置305。可选的，该系统还包括控制器307。具体的：
采集器301，用于采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度。
其中，放射性物质至少包括气溶胶、放射性碘以及惰性气体中的一项。
具体的，采集器301采集气溶胶、放射性碘、惰性气体活度浓度，根据EJ/T1136-2001，主控室可居留性设计宜用LOCA事故估算工作人员辐照水平，根据压水堆核电厂LOCA事故源项选择被测核素，对于气溶胶，可选择137Cs作为被测核素；对于放射性碘，可选择131I作为被测核素；对于惰性气体，可选择133Xe作为被测核素。
监测仪303，用于根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值。
具体的，若所述放射性物质为气溶胶，监测仪303监测所述控制室中气溶胶待积有效剂量是否达到危害人体的值。选择137Cs作为被测核素，将人体1小时内吸入137Cs的总活度乘以137Cs的剂量转换因子得到所述气溶胶待积有效剂量。可选的，137Cs的剂量转换因子可参考GB-18871，人体1小时吸入空气体积可参考RG1.183。
若所述放射性物质为放射性碘，监测仪303监测所述控制室中放射性碘待积有效剂量是否达到危害人体的值。选择131I作为被测核素，将人体1小时内吸入131I的总活度乘以131I的剂量转换因子得到所述放射性碘待积有效剂量。可选的，131I的剂量转换因子可参考GB-18871，人体1小时吸入空气体积可参考RG1.183。
若所述放射性物质为惰性气体，监测仪303监测所述控制室中惰性气体浸没外照射剂量率是否达到危害人体的值。选择133Xe作为被测核素，将133Xe的活度浓度乘以133Xe的剂量率转换因子得到所述惰性气体浸没外照射剂量率。可选的，133Xe剂量率转换因子参考GB-18871。
进一步的，监测仪303将气溶胶待积有效剂量、放射性碘待积有效剂量以及惰性气体浸没外照射剂量率乘以工作人员停留控制室的时间，即可得到相应的外照射剂量和内照射剂量。
报警装置305，用于若所述监测仪监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量达到危害人体的值，则发出报警信号。
控制器307，用于根据所述报警装置发出的报警将控制室中的进风状态切换至高效过滤和碘吸附状态。
接到警报信息后，控制器307将控制室中的进风状态切换至高效过滤和碘吸附状态。
可选的，控制器307切换至高效过滤和碘吸附状态在于降低内照射危害，可直接根据活度浓度测量数据来设计阈值。为尽早启动防护设施，报警阈值需尽可能低。一般的，气溶胶、放射性碘、惰性气体监测仪活度浓度报警阈值可设为本底活度浓度的2倍。
进一步的，控制器307还用于关闭控制室通风系统。
系统的实施方法和流程可以参见前述实施例中介绍的方法实施例，此处不再赘述。
结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明至少具有以下有益技术效果：通过采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度，实现对控制室的外照射剂量和内照射剂量进行监测，判断是否达到危害人体的值。由于将之前采用空气吸收剂量率作为监测对象，替换为直接监测空气中放射性物质的活度浓度，然后根据活度浓度推算内外部照射剂量，实现对外部照射和内部照射有效的监测。此外，由于设置了过滤器切换和切断污染源方式的措施，实现更为有效的核电站控制室放射性物质报警处理。该方法简单易行，取得很好的技术效果。
根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (13)

1.一种核电站控制室放射性物质监测方法，其特征在于，所述方法包括：
采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度；
根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值；
若是，则发出报警信号。
2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述放射性物质至少包括气溶胶、放射性碘以及惰性气体中的一项。
3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值，包括：
若所述放射性物质为气溶胶，监测所述控制室中气溶胶待积有效剂量是否达到危害人体的值。
4.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值，包括：
若所述放射性物质为放射性碘，监测所述控制室中放射性碘待积有效剂量是否达到危害人体的值。
5.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值，包括：
若所述放射性物质为惰性气体，监测所述控制室中惰性气体浸没外照射剂量率是否达到危害人体的值。
6.如权利要求3所述的方法，其特征在于，所述气溶胶待积有效剂量，包括：
选择137Cs作为被测核素，将人体1小时内吸入137Cs的总活度乘以137Cs的剂量转换因子得到所述气溶胶待积有效剂量。
7.如权利要求4所述的方法，其特征在于，所述放射性碘待积有效剂量，包括：
选择131I作为被测核素，将人体1小时内吸入131I的总活度乘以131I的剂量转换因子得到所述放射性碘待积有效剂量。
8.如权利要求5所述的方法，其特征在于，所述惰性气体浸没外照射剂量率，包括：
选择133Xe作为被测核素，将133Xe的活度浓度乘以133Xe的剂量率转换因子得到所述惰性气体浸没外照射剂量率。
9.如权利要求1-8所述的任一方法，其特征在于，在所述发出报警信号后，还包括：
将控制室中的进风状态切换至高效过滤和碘吸附状态。
10.如权利要求9所述的方法，其特征在于，所述方法还包括：
关闭控制室通风系统。
11.一种核电站控制室放射性物质监测系统，其特征在于，所述系统包括：
采集器，用于采集核电站控制室内空气中放射性物质的活度浓度；
监测仪，用于根据所述放射性物质的活度浓度，监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量是否达到危害人体的值；
报警装置，用于若所述监测仪监测所述控制室的外照射剂量和内照射剂量达到危害人体的值，则发出报警信号。
12.如权利要求11所述的系统，其特征在于，所述系统还包括：
控制器，用于根据所述报警装置发出的报警将控制室中的进风状态切换至高效过滤和碘吸附状态。
13.如权利要求12所述的系统，其特征在于，所述控制器还用于：
关闭控制室通风系统。
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