一种I-129辐射监测系统及方法
技术领域
本发明属于核辐射监测技术领域,具体涉及一种I-129辐射监测系统及方法。
背景技术
在核燃料元件后处理场所,经过长时间冷却,裂变产物中的放射性气体主要是Kr-85和I-129,而I-129的半衰期长达1.57×107年,对人体和环境具有长期危害性。因此,为确保环境和操作人员安全,对核燃料元件后处理场所的工艺管道内的气载排出物中I-129的放射性活度监测十分必要。
但是,由于裂变气体中I-129的含量低,且其活度与Kr-85的活度相差至少106数量级,例如,一根燃耗为62GW的燃料棒冷却五年后,其中Kr-85的活度为7.06×1012Bq,I-129的活度为3.726×106Bq,因此,在对核元件后处理场工艺管道内气载排出物中I-129的活度浓度进行在线连续监测时,必须剔除Kr-85的影响。现有技术中,还缺乏应用在核燃料元件后处理场所中结构简单,监测效果显著的I-129辐射监测系统。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于针对上述现有技术中的不足,提供一种I-129辐射监测系统,其系统结构简单,设计合理,实现方便,能够应用在对核燃料元件后处理场所中,有效去除Kr-85对I-129监测的影响,使用效果好,便于推广使用。
为解决上述技术问题,本发明采用的技术方案是:一种I-129辐射监测系统,包括取样管路单元、取样探测单元、就地辐射处理单元和电气控制单元;所述取样管路单元包括取样气体入口接头、吹洗气体入口接头和取样气体出口接头,以及取样气体进气管、吹洗气体进气管和取样气体出气管;所述取样气体进气管的一端与取样气体入口接头连接,所述取样气体进气管的另一端与取样探测单元连接,所述取样气体进气管上从取样气体入口接头至取样探测单元的方向上依次设置有第一过滤器、第一截止阀、流量计和流量调节阀,所述吹洗气体进气管的一端与吹洗气体入口接头连接,所述吹洗气体进气管的另一端与位于第一截止阀和流量计之间的一段所述取样气体进气管连接,所述吹洗气体进气管上从吹洗气体入口接头至取样气体进气管的方向上依次设置有第二过滤器、第二截止阀和单向阀,所述取样气体出气管的一端与取样探测单元连接,所述取样气体出气管的另一端与取样气体出口接头连接,所述取样气体出气管上从取样探测单元至取样气体出口接头的方向上依次设置有取样泵和第三截止阀,所述流量计和取样泵均与电气控制单元的驱动电源输出端连接;所述取样探测单元包括碘取样器、主探测器和符合探测器,所述主探测器和符合探测器相对设置在碘取样器的两侧,所述碘取样器与主探测器之间设置有碳纤维片,所述碘取样器与符合探测器之间设置有不锈钢屏蔽层。
上述的一种I-129辐射监测系统,所述主探测器包括第一探测器晶体、第一光电倍增管和第一前置处理模块,所述第一光电倍增管接收第一探测器晶体传输的第一光信号,并将所述第一光信号进行光电转换和倍增后传输至所述第一前置处理模块,所述符合探测器包括第二探测器晶体、第二光电倍增管和第二前置处理模块,所述第二光电倍增管接收第二探测器晶体传输的第二光信号,并将所述第二光信号进行光电转换和倍增后传输至所述第二前置处理模块。
上述的一种I-129辐射监测系统,所述第一探测器晶体和第二探测器晶体均为薄NaI(Tl)晶体,所述薄NaI(Tl)晶体的尺寸均为
上述的一种I-129辐射监测系统,所述第一前置处理模块包括第一ARM处理器和为第一光电倍增管供电的第一高压模块,以及接收第一光电倍增管信号的第一放大整形电路模块;所述第一ARM处理器的输入端接有第一数字化多道板,所述第一放大整形电路模块与第一数字化多道板的输入端连接;所述第二前置处理模块包括第二ARM处理器和为第二光电倍增管供电的第二高压模块,以及接收第二光电倍增管信号的第二放大整形电路模块;所述第二ARM处理器的输入端接有第二数字化多道板,所述第二放大整形电路模块与第二数字化多道板的输入端连接。
上述的一种I-129辐射监测系统,所述就地辐射处理单元包括微控制器模块,以及与微控制器模块相接的RS485接口和以太网接口,所述流量计、第一前置处理模块和第二前置处理模块均与微控制器模块的输入端连接,所述微控制器模块的输入端接有键盘输入模块,所述微控制器模块的输出端接有显示模块和声光报警模块。
上述的一种I-129辐射监测系统,所述微控制器模块为ARM架构中央处理器。
上述的一种I-129辐射监测系统,所述电气控制单元为所述就地辐射处理单元供电,且与就地辐射处理单元进行信号传输,所述电气控制单元和就地辐射处理单元之间的传输信号包括模拟量、开关量和RS485信号。
上述的一种I-129辐射监测系统,所述取样探测单元设置在屏蔽室内。
本发明还公开了一种I-129辐射监测方法,该方法包括以下步骤:
步骤一、将所述取样气体入口接头和取样气体出口接头连接到主排风管;
步骤二、打开所述第一截止阀和第三截止阀,关闭所述第二截止阀;
步骤三、启动所述取样泵,主排风管内气体通过取样气体进气管进入取样探测单元中,得到取样气体;
步骤四、所述取样探测单元对取样气体进行探测计算,得到取样气体中I-129的活度浓度;
步骤五、经过取样探测后的气体通过所述取样气体出气管排放到主排风管中。
上述的一种I-129辐射监测方法,步骤四中所述取样探测单元对取样气体进行探测计算,得到取样气体中I-129的活度浓度的具体过程为:
步骤401、取样气体进入碘取样器中;
步骤402、所述主探测器测量取样气体中的I-129和Kr-85发射的混合γ射线,所述符合探测器测量取样气体中包括Kr-85发射的γ射线;
步骤403、从所述主探测器采集到的γ能谱计算得到I-129感兴趣区计数率,从所述符合探测器采集到的γ能谱计算得到I-129感兴趣区计数率,从所述流量计获得的数据中计算得到取样气体的累积体积;
步骤404、从所述主探测器得到的I-129感兴趣区计数率中按权重系数扣除掉符合探测器得到的I-129感兴趣区计数率,再根据I-129的活度浓度计算公式Q=(n1-a*n2)/(K*V)计算得到取样气体中I-129的活度浓度Q;其中,n1为主探测器的输出计数率,n2为符合探测器的输出计数率,a为扣减权重系数,K为探测器灵敏度系数,V为取样气体的累积体积。
本发明与现有技术相比具有以下优点:
1、本发明系统结构简单,设计合理,实现方便。
2、本发明的取样探测单元中,通过主探测器完成对碘盒中包括I-129的能量39keV的γ射线在内的低能和高能混合γ射线的探测,符合探测器完成对碘盒中包含Kr-85发射的γ射线在内的较高能量的γ射线的探测。
3、本发明的就地辐射处理单元根据控制信号,接收主探测器、符合探测器和流量计的输出信号,对主探测器、符合探测器的探测数据进行处理,扣除高能γ射线的影响,完成对取样管道中I-129的活度探测计算、处理和显示,并在探测结果超过预先设置的阈值时,发出相应的声光报警信号。
4、本发明能够应用在对核燃料元件后处理场所的工艺管道内的气载排出物中I-129的放射性活度监测中,有效去除Kr-85对I-129监测的影响,使用效果好,便于推广使用。
综上所述,本发明系统结构简单,设计合理,实现方便,能够应用在对核燃料元件后处理场所中,有效去除Kr-85对I-129监测的影响,使用效果好,便于推广使用。
下面通过附图和实施例,对本发明的技术方案做进一步的详细描述。
附图说明
图1为本发明的系统结构示意图;
图2为本发明主探测器的组成原理框图;
图3为本发明符合探测器的组成原理框图;
图4为本发明就地辐射处理单元的组成原理框图。
附图标记说明:
1—取样气体入口接头; 2—吹洗气体入口接头; 3—取样气体出口接头;
4—取样气体进气管; 5—吹洗气体进气管; 6—取样气体出气管;
7—第一过滤器; 8—第一截止阀; 9—流量计;
10—流量调节阀; 11—第二过滤器; 12—第二截止阀;
13—单向阀; 14—取样泵; 15—第三截止阀;
16—碘取样器; 17—主探测器; 17-1—第一探测器晶体;
17-2—第一光电倍增管; 17-3—第一前置处理模块;
17-31—第一ARM处理器; 17-32—第一高压模块;
17-33—第一放大整形电路模块; 17-34—第一数字化多道板;
18—符合探测器; 18-1—第二探测器晶体;
18-2—第二光电倍增管; 18-3—第二前置处理模块;
18-31—第二ARM处理器; 18-32—第二高压模块;
18-33—第二放大整形电路模块; 18-34—第二数字化多道板;
19—微控制器模块; 20—RS485接口; 21—以太网接口;
22—键盘输入模块; 23—显示模块; 24—声光报警模块;
25—主排风管; 26—碳纤维片; 27—不锈钢屏蔽层。
具体实施方式
如图1所示,本发明的I-129辐射监测系统,包括取样管路单元、取样探测单元、就地辐射处理单元和电气控制单元;所述取样管路单元包括取样气体入口接头1、吹洗气体入口接头2和取样气体出口接头3,以及取样气体进气管4、吹洗气体进气管5和取样气体出气管6;所述取样气体进气管4的一端与取样气体入口接头1连接,所述取样气体进气管4的另一端与取样探测单元连接,所述取样气体进气管4上从取样气体入口接头1至取样探测单元的方向上依次设置有第一过滤器7、第一截止阀8、流量计9和流量调节阀10,所述吹洗气体进气管5的一端与吹洗气体入口接头2连接,所述吹洗气体进气管5的另一端与位于第一截止阀8和流量计9之间的一段所述取样气体进气管4连接,所述吹洗气体进气管5上从吹洗气体入口接头2至取样气体进气管4的方向上依次设置有第二过滤器11、第二截止阀12和单向阀13,所述取样气体出气管6的一端与取样探测单元连接,所述取样气体出气管6的另一端与取样气体出口接头3连接,所述取样气体出气管6上从取样探测单元至取样气体出口接头3的方向上依次设置有取样泵14和第三截止阀15,所述流量计9和取样泵14均与电气控制单元的驱动电源输出端连接;所述取样探测单元包括碘取样器16、主探测器17和符合探测器18,所述主探测器17和符合探测器18相对设置在碘取样器16的两侧,所述碘取样器16与主探测器17之间设置有碳纤维片26,所述碘取样器16与符合探测器18之间设置有不锈钢屏蔽层27。
具体实施时,为防止气体中酸性物质对主探测器17造成腐蚀,在主探测器17的前端,采用碳纤维片26进行隔离和密封;为衰减低能γ射线,在符合探测器18前端设计不锈钢屏蔽层27,主探测器17完成对碘取样器16中包括I-129的能量39keV的γ射线在内的高能和低能混合γ射线的探测,符合探测器18完成对碘取样器16中包含Kr-85发射的γ射线在内的较高能量的γ射线的探测。
具体实施时,取样泵14为气体取样提供动力。
本实施例中,如图2所示,所述主探测器17包括第一探测器晶体17-1、第一光电倍增管17-2和第一前置处理模块17-3,所述第一光电倍增管17-2接收第一探测器晶体17-1传输的第一光信号,并将所述第一光信号进行光电转换和倍增后传输至所述第一前置处理模块17-3,如图3所示,所述符合探测器18包括第二探测器晶体18-1、第二光电倍增管18-2和第二前置处理模块18-3,所述第二光电倍增管18-2接收第二探测器晶体18-1传输的第二光信号,并将所述第二光信号进行光电转换和倍增后传输至所述第二前置处理模块18-3。
本实施例中,所述第一探测器晶体17-1和第二探测器晶体18-1均为薄NaI(Tl)晶体,所述薄NaI(Tl)晶体的尺寸均为
本实施例中,所述第一前置处理模块17-3包括第一ARM处理器17-31和为第一光电倍增管17-2供电的第一高压模块17-32,以及接收第一光电倍增管17-2信号的第一放大整形电路模块17-33;所述第一ARM处理器17-31的输入端接有第一数字化多道板17-34,所述第一放大整形电路模块17-33与第一数字化多道板17-34的输入端连接;所述第二前置处理模块18-3包括第二ARM处理器18-31和为第二光电倍增管18-2供电的第二高压模块18-32,以及接收第二光电倍增管18-2信号的第二放大整形电路模块18-33;所述第二ARM处理器18-31的输入端接有第二数字化多道板18-34,所述第二放大整形电路模块18-33与第二数字化多道板18-34的输入端连接。
具体实施时,第一数字化多道板17-34和第二数字化多道板18-34均为1024道。
本实施例中,如图4所示,所述就地辐射处理单元包括微控制器模块19,以及与微控制器模块19相接的RS485接口20和以太网接口21,所述流量计9、第一前置处理模块17-3和第二前置处理模块18-3均与微控制器模块19的输入端连接,所述微控制器模块19的输入端接有键盘输入模块22,所述微控制器模块19的输出端接有显示模块23和声光报警模块24。
本实施例中,所述微控制器模块19为ARM架构中央处理器。
本实施例中,所述电气控制单元为所述就地辐射处理单元供电,所述电气控制单元为所述就地辐射处理单元供电,且与就地辐射处理单元进行信号传输,所述电气控制单元和就地辐射处理单元之间的传输信号包括模拟量、开关量和RS485信号。
具体实施时,电气控制单元为就地辐射处理单元提供电源;为系统提供各种类型的输入/输出接线端子,包括:2路4~20mA模拟量输出、4路开关量输出(故障/失效、试验/源检、高值报警、高高值报警)、2路RS485通信(测量结果、控制)。
本实施例中,所述取样探测单元设置在屏蔽室内。
具体实施时,为了有效隔绝外部环境γ干扰,取样探测单元安装在50mm厚铅加20mm厚不锈钢组成的屏蔽室内,该厚度的屏蔽室对γ本底衰减可达120倍以上。
具体实施时,在取样泵14的作用下,含I-129和Kr-85的混合气体进入取样探测单元中,其中的I-129被碘取样器16吸附;在程序控制下,就地辐射处理单元读取主探测器17和符合探测器18的输出数据并进行处理,从主探测器17的探测结果中扣除符合探测器18中探测到的包含Kr-85发射的γ射线在内的较高能量的γ射线干扰,从而剔除混合气体中高浓度Kr-85的影响,实现对I-129的探测。
本发明的I-129辐射监测方法包括以下步骤:
步骤一、将所述取样气体入口接头1和取样气体出口接头3连接到主排风管25;
步骤二、打开所述第一截止阀8和第三截止阀15,关闭所述第二截止阀12;
步骤三、启动所述取样泵14,主排风管25内气体通过取样气体进气管4进入取样探测单元中,得到取样气体;
步骤四、所述取样探测单元对取样气体进行探测计算,得到取样气体中I-129的活度浓度;
步骤五、经过取样探测后的气体通过所述取样气体出气管6排放到主排风管25中。
本方法中,步骤四中所述取样探测单元对取样气体进行探测计算,得到取样气体中I-129的活度浓度的具体过程为:
步骤401、取样气体进入碘取样器16中;
步骤402、所述主探测器17测量取样气体中的I-129和Kr-85发射的混合γ射线,所述符合探测器18测量取样气体中Kr-85发射的γ射线;
步骤403、从所述主探测器(17)采集到的γ能谱计算得到I-129感兴趣区计数率,从所述符合探测器(18)采集到的γ能谱计算得到I-129感兴趣区计数率,从所述流量计(9)获得的数据中计算得到取样气体的累积体积;
步骤404、从所述主探测器17得到的I-129感兴趣区计数率中按权重系数扣除掉符合探测器18得到的I-129感兴趣区计数率,再根据I-129的活度浓度计算公式Q=(n1-a*n2)/(K*V)计算得到取样气体中I-129的活度浓度Q;其中,n1为主探测器17的输出计数率,n2为符合探测器18的输出计数率,a为扣减权重系数,K为探测器灵敏度系数,V为取样气体的累积体积。
具体实施时,扣减权重系数a的取值范围为0.5~1。
以上所述,仅是本发明的较佳实施例,并非对本发明作任何限制,凡是根据本发明技术实质对以上实施例所作的任何简单修改、变更以及等效结构变化,均仍属于本发明技术方案的保护范围内。