CN107731326A - 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 - Google Patents

用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法，所述取样机构包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。所述测量方法为采用所述取样机构的放射性水平测量方法。采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。

Description

用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法
技术领域
本发明涉及反应堆燃料元件破损监测技术领域，特别是涉及一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法。
背景技术
燃料元件包壳是防止放射性裂变产物向外泄漏的第一道屏障，如果燃料元件发生破损，燃料元件中的裂变产物就会释放到一回路冷却剂中。反应堆必须设置燃料元件破损监测系统，以便能够及时发现燃料元件的破损，并在必要时采取措施，从而确保反应堆的安全。
燃料元件破损监测中，需要设置取样管路对一回路冷却剂进行取样，在取样管路中设置专门用于放射性测量的管道。探索一种取样滞留机构及放射性测量方法，以实现对燃料元件破损更为有效监测，是本领域技术人员所亟待解决的技术问题。
发明内容
针对上述提出探索一种取样滞留机构及放射性测量方法，以实现对燃料元件破损更为有效的监测，是本领域技术人员所亟待解决的技术问题，本发明提供了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法，采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。
为解决上述问题，本发明提供的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法通过以下技术要点来解决问题：用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构，包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。
目前测量管道为螺旋盘管结构，在测量放射性时冷却剂连续流过该管道。如果基于目前的取样管道直接测量放射性核素的活度谱，一方面冷却剂连续流动，不便于γ谱的测量；另一方面不同放射性核素之间的γ谱相互干扰，可能测量不到某些活度较低的放射性核素。
本取样机构旨在实现可以根据测量需要，使取样容器中的冷却剂为连续流动或不流动。
具体的，以上取样机构在与核反应堆一回路连接时，需要设置为取样容器的后端有用于截断取样管路的阀门，这样，可实现：在阀门打开的情况下，取样容器中具有流动的用于γ谱探测器探测放射性水平的冷却剂；在阀门关闭的情况下，取样容器中能够滞留用于γ谱探测器探测放射性水平的冷却剂。这样，以上取样机构适用于以下测量方法的取样：
测量方法包括连续测量步骤；
所述连续测量步骤为：将取样管路与核反应堆一回路系统相连，打开阀门，通过γ谱探测器探测取样容器中流动的冷却剂的放射性水平；
而后，对所得放射性水平进行判断：将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较，若所得放射性水平小于或等于所述阈值，则停止对冷却剂的放射性水平测量，若所得放射性水平大于所述阈值，则进行间断衰变测量步骤；
所述间断衰变测量步骤为：
关闭阀门，使得处于取样容器中的冷却剂滞留于取样容器中；
利用γ谱探测器间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平。
以上测量过程中，所述阈值即为在反应堆燃料元件没有破损时一回路冷却剂中的放射性水平，该阈值可在反应堆燃料元件没有破损的情况下，进行一回路冷却剂放射性水平检测获取。在连续测量步骤所得值没有超过所述阈值时，即一回路冷却剂中的放射性水平相对较低，只关注冷却剂的总放射性或几个典型核素的活度水平即可，无需进行进一步检测。反之，在连续测量步骤所得值超过所述阈值时，即一回路冷却剂中的放射性水平相对较高时，需要通过关闭阀门，对滞留于取样容器中的冷却剂进行间断衰变测量，当测量过程中所对应的冷却剂为静止状态时，不仅方便测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平，同时，通过所述的间隔性多次测量，即通过间断测量冷却剂中放射性的方式，等待冷却剂衰变一段时间后，再测量放射性，这样可以多次测量同一样品衰变不同时间后的放射性，以便于等待样品中的某些短寿命放射性核素衰变，利用放射性水平相对较低的长寿命放射性核素的测量，最终达到根据间断衰变测量步骤所得数据，用于燃料元件破损分析，达到对燃料元件破损更为有效的监测的目的。
作为所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构进一步的技术方案，所述阀门包括前置阀门及后置阀门，所述前置阀门及后置阀门均用于控制取样管路的通断状态，且所述前置阀门位于取样容器的前端，所述后置阀门位于取样容器的后端。本方案在运用时，设置为取样机构的两端均与核反应堆一回路相连，这样，可使得取样机构取样过程中不会产生废液。同时采用以上方案，在间断衰变测量步骤中，前置阀门和后置阀门两者的关闭可完全阻断取样管道与一回路冷却剂的连通，避免间断衰变测量步骤过程中一回路冷却剂对滞留的冷却剂造成放射性水平检测造成影响而影响测量结果。
同时，本发明还公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法，该测量方法采用如上所提供的任意取样装置，利用γ谱探测器对取样容器中的冷却剂进行放射性测量；
该测量方法包括连续测量步骤；
所述连续测量步骤为：将取样管路与核反应堆一回路系统相连，打开阀门，通过γ谱探测器探测取样容器中流动的冷却剂的放射性水平；
该测量方法还包括判别步骤；
所述判别步骤为：将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较，若所得放射性水平小于或等于所述阈值，则停止对冷却剂的放射性水平测量，若所得放射性水平大于所述阈值，则进行间断衰变测量步骤；
所述间断衰变测量步骤为：
关闭阀门，使得处于取样容器中的冷却剂滞留于取样容器中；
利用γ谱探测器间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平。以上方法为所述取样机构用于反应堆冷却剂放射性水平测量的测量方法，所述间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平即为：等待冷却剂衰变一段时间后，进行测量，即为了获得多个同一样品衰变不同时间的放射性数据。以上方法区别于传统的连续测量，能够在冷却剂放射性水平出现异常时，测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平，便于燃料元件破损的分析，以实现对燃料元件破损更为有效的监测。
作为以上所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法进一步的技术方案，为使得本测量方法不产生取样废液，所述取样装置与一回路系统呈并联关系。本方案中，相当于取样装置的入口端和出口端均与反应堆一回路相连，即取样管路的两端均与反应堆一回路相连。
所述取样装置连接在一回路系统的净化系统上。本方案中，相当于取样装置的入口端连接在净化系统的上游，取样装置的出口端连接在净化系统的下游，由于净化系统中相应冷却剂流通管路较小，这样，采用此方法不仅使得取样装置的设置对一回路冷却剂边界承压强度的削弱更小，同时由于冷却剂在净化前已经经过一定时间的衰变，N-16的活度水平已经明显降低，即本方法中对取样装置的位置限定还可有效降低或避免N-16对监测结果的影响。
为避免一回路中其他冷却剂对取样容器中滞留的冷却剂的放射性水平检测产生影响，所述阀门包括前置阀门和后置阀门，且所述前置阀门设置在取样容器中的前端，所述后置阀门设置在取样容器的后端。
本发明具有以下有益效果：
本取样机构即方法旨在通过测量需要，使取样容器中的冷却剂为连续流动或不流动，根据流动时的测量结果，可判断是否出现燃料元件破损，即达到燃料元件破损监测目的。通过对不流动的冷却剂的测量结果，可用于燃料元件破损分析，最终达到对燃料元件破损更为有效的监测的目的。
附图说明
图1为反映本发明所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构的一个具体实施例的结构以及该结构的测量原理的示意图。
图中的附图标记所对应的技术术语为：
1、前置阀门，2、取样容器，3、后置阀门，4、γ谱探测器。
具体实施方式
下面结合实施例对本发明作进一步的详细说明，但是本发明不仅限于以下实施例：
实施例1：
如图1所示，用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构，包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器2，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。
目前测量管道为螺旋盘管结构，在测量放射性时冷却剂连续流过该管道。如果基于目前的取样管道直接测量放射性核素的活度谱，一方面冷却剂连续流动，不便于γ谱的测量；另一方面不同放射性核素之间的γ谱相互干扰，可能测量不到某些活度较低的放射性核素。
本取样机构旨在实现可以根据测量需要，使取样容器2中的冷却剂为连续流动或不流动。
具体的，以上取样机构在与核反应堆一回路连接时，需要设置为取样容器2的后端有用于截断取样管路的阀门，这样，可实现：在阀门打开的情况下，取样容器2中具有流动的用于γ谱探测器4探测放射性水平的冷却剂；在阀门关闭的情况下，取样容器2中能够滞留用于γ谱探测器4探测放射性水平的冷却剂。这样，以上取样机构适用于以下测量方法的取样：
测量方法包括连续测量步骤；
所述连续测量步骤为：将取样管路与核反应堆一回路系统相连，打开阀门，通过γ谱探测器4探测取样容器2中流动的冷却剂的放射性水平；
而后，对所得放射性水平进行判断：将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较，若所得放射性水平小于或等于所述阈值，则停止对冷却剂的放射性水平测量，若所得放射性水平大于所述阈值，则进行间断衰变测量步骤；
所述间断衰变测量步骤为：
关闭阀门，使得处于取样容器2中的冷却剂滞留于取样容器2中；
利用γ谱探测器4间隔性的多次探测取样容器2中所滞留的冷却剂的放射性水平。
以上测量过程中，所述阈值即为在反应堆燃料元件没有破损时一回路冷却剂中的放射性水平，该阈值可在反应堆燃料元件没有破损的情况下，进行一回路冷却剂放射性水平检测获取。在连续测量步骤所得值没有超过所述阈值时，即一回路冷却剂中的放射性水平相对较低，只关注冷却剂的总放射性或几个典型核素的活度水平即可，无需进行进一步检测。反之，在连续测量步骤所得值超过所述阈值时，即一回路冷却剂中的放射性水平相对较高时，需要通过关闭阀门，对滞留于取样容器2中的冷却剂进行间断衰变测量，当测量过程中所对应的冷却剂为静止状态时，不仅方便测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平，同时，通过所述的间隔性多次测量，即通过间断测量冷却剂中放射性的方式，等待冷却剂衰变一段时间后，再测量放射性，这样可以多次测量同一样品衰变不同时间后的放射性，以便于等待样品中的某些短寿命放射性核素衰变，利用放射性水平相对较低的长寿命放射性核素的测量，最终达到根据间断衰变测量步骤所得数据，用于燃料元件破损分析，达到对燃料元件破损更为有效的监测的目的。
同时，本实施例还公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法，该测量方法采用如上所提供的取样装置，利用γ谱探测器4对取样容器2中的冷却剂进行放射性测量；
该测量方法包括连续测量步骤；
所述连续测量步骤为：将取样管路与核反应堆一回路系统相连，打开阀门，通过γ谱探测器4探测取样容器2中流动的冷却剂的放射性水平；
该测量方法还包括判别步骤；
所述判别步骤为：将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较，若所得放射性水平小于或等于所述阈值，则停止对冷却剂的放射性水平测量，若所得放射性水平大于所述阈值，则进行间断衰变测量步骤；
所述间断衰变测量步骤为：
关闭阀门，使得处于取样容器2中的冷却剂滞留于取样容器2中；
利用γ谱探测器4间隔性的多次探测取样容器2中所滞留的冷却剂的放射性水平。以上方法为所述取样机构用于反应堆冷却剂放射性水平测量的测量方法，所述间隔性的多次探测取样容器2中所滞留的冷却剂的放射性水平即为：等待冷却剂衰变一段时间后，进行测量，即为了获得多个同一样品衰变不同时间的放射性数据。以上方法区别于传统的连续测量，能够在冷却剂放射性水平出现异常时，测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平，便于燃料元件破损的分析，以实现对燃料元件破损更为有效的监测。
实施例2：
本实施例在实施例1提供的取样装置的基础上作进一步限定，如图1所示，作为所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构进一步的技术方案，所述阀门包括前置阀门1及后置阀门3，所述前置阀门1及后置阀门3均用于控制取样管路的通断状态，且所述前置阀门1位于取样容器2的前端，所述后置阀门3位于取样容器2的后端。本方案在运用时，设置为取样机构的两端均与核反应堆一回路相连，这样，可使得取样机构取样过程中不会产生废液。同时采用以上方案，在间断衰变测量步骤中，前置阀门1和后置阀门3两者的关闭可完全阻断取样管道与一回路冷却剂的连通，避免间断衰变测量步骤过程中一回路冷却剂对滞留的冷却剂造成放射性水平检测造成影响而影响测量结果。
实施例3：
本实施例在实施例1提供的技术方案的基础上作进一步限定：作为以上所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法进一步的技术方案，为使得本测量方法不产生取样废液，所述取样装置与一回路系统呈并联关系。本方案中，相当于取样装置的入口端和出口端均与反应堆一回路相连，即取样管路的两端均与反应堆一回路相连。
所述取样装置连接在一回路系统的净化系统上。本方案中，相当于取样装置的入口端连接在净化系统的上游，取样装置的出口端连接在净化系统的下游，由于净化系统中相应冷却剂流通管路较小，这样，采用此方法不仅使得取样装置的设置对一回路冷却剂边界承压强度的削弱更小，同时由于冷却剂在净化前已经经过一定时间的衰变，N-16的活度水平已经明显降低，即本方法中对取样装置的位置限定还可有效降低或避免N-16对监测结果的影响。
为避免一回路中其他冷却剂对取样容器2中滞留的冷却剂的放射性水平检测产生影响，如图1，所述阀门包括前置阀门1和后置阀门3，且所述前置阀门1设置在取样容器2中的前端，所述后置阀门3设置在取样容器2的后端。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明的技术方案下得出的其他实施方式，均应包含在本发明的保护范围内。

Claims (6)

1.用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构，包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，其特征在于，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。
2.根据权利要求1所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构，其特征在于，所述阀门包括前置阀门及后置阀门，所述前置阀门及后置阀门均用于控制取样管路的通断状态，且所述前置阀门位于取样容器的前端，所述后置阀门位于取样容器的后端。
3.用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法，其特征在于，该测量方法采用权利要求1或2所提供的取样装置，利用γ谱探测器对取样容器中的冷却剂进行放射性测量；
该测量方法包括连续测量步骤；
所述连续测量步骤为：将取样管路与核反应堆一回路系统相连，打开阀门，通过γ谱探测器探测取样容器中流动的冷却剂的放射性水平；
该测量方法还包括判别步骤；
所述判别步骤为：将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较，若所得放射性水平小于或等于所述阈值，则停止对冷却剂的放射性水平测量，若所得放射性水平大于所述阈值，则进行间断衰变测量步骤；
所述间断衰变测量步骤为：
关闭阀门，使得处于取样容器中的冷却剂滞留于取样容器中；
利用γ谱探测器间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平。
4.根据权利要求3所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法，其特征在于，所述取样装置与一回路系统呈并联关系。
5.根据权利要求3所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法，其特征在于，所述取样装置连接在一回路系统的净化系统上。
6.根据权利要求3所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法，其特征在于，所述阀门包括前置阀门和后置阀门，且所述前置阀门设置在取样容器中的前端，所述后置阀门设置在取样容器的后端。
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