CN113921152A - 一种安全壳卸压排气活度监测系统 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及辐射测量和核电子学领域，提供一种安全壳卸压排气活度监测系统，包括用于主动卸压的安全阀、用于汽水分离和气溶胶过滤的蛇形分段级递式过滤器、用于流量测量的高温流量计、用于活度浓度测量的探测装置，所述安全阀与安全壳连通，气体从安全壳经安全阀卸压，流经蛇形分段级递式过滤器实现气水分离和气溶胶过滤，过滤之后的气体被流量计测量后经测量管段被探测装置测量，探测装置给出放射性活度浓度信息。本发明监测系统能有效实现高温高气压高辐射环境下核信号采集、处理、上传和存储，解决了安全壳内高温高气压环境下辐射监测系统失效，放射性难以测量的难题。
Description
技术领域
本发明涉及辐射测量和核电子学领域，具体地说是一种安全壳卸压排气活度监测系统，适用于核电站或核测井中的辐射测量，特别适用于局部高气压高辐射长时间系统在线放射性活度浓度测量。
背景技术
核电被认为是一种清洁能源越来越显出其优越性，核电发展的最大阻力是核电的安全问题。随着人类核安全意识的增强，对事故状态下核电站周边辐射剂量率的监测越来越重视。而安全壳卸压排气活度监测系统担负着评估核电厂事故工况下安全壳向大气中排放放射性气体活度的重要任务，其研发受到各方关注。当核电厂发生严重事故（如堆芯熔化）时，为防止安全壳超压破损，需提前释放出安全壳内的高压气体。安全壳卸压排气监测系统安装在安全壳卸压排气总管中。该监测系统主要测量安全壳卸压时向环境中排放的惰性气体、气溶胶、碘及总γ放射性活度，为反应堆事故的环境影响评价提供参数。
从核电要求上看，核电站核反应堆运行伴有核辐射产生，辐射监测系统作是核电站不可少的组成部分。在核反应堆发生严重的事故后，尤其是发生堆芯熔化（CORE MELT）等事故后，使得安全壳内剂量率和气压远远高于正常水平，安全壳内部常规监测通道和事故监测通道失去监测作用，因此，安全壳卸压排气监测系统在核电辐射测量的地位越显重要性。
发明内容
本发明的目的就是为了克服核电站严重事故现有常规监测技术中的不足之处，提供一种安全壳卸压排气活度监测系统，能有效实现高温高气压高辐射环境下核信号采集、处理、上传和存储，解决了安全壳内高温高气压环境下辐射监测系统失效，放射性难以测量的难题。
为了实现上述目的，本发明采用以下技术方案。
本发明提出了一种安全壳卸压排气活度监测系统，包括用于主动卸压的安全阀、用于汽水分离和气溶胶过滤的蛇形分段级递式过滤器、用于流量测量的高温流量计、用于活度浓度测量的探测装置，所述安全阀与安全壳连通，气体从安全壳经安全阀卸压，流经蛇形分段级递式过滤器实现气水分离和气溶胶过滤，过滤之后的气体被流量计测量后经测量管段被探测装置测量，探测装置给出放射性活度浓度信息。
发生核事故后，安全壳内的温度迅速升高，且伴有水蒸汽和气体产生，造成安全壳内的气压迅速增大，若不卸压会影响安全壳的安全。而安全壳卸压排气活度监测系统其作用在于保护安全壳安全的同时具备放射性活度测量。当安全壳内的压力达到临界值，安全壳卸压排气活度监测系统通过主动卸压实现安全壳内压力释放，排放气体流经过滤器将水蒸气和气溶胶分离，最后排放气体流经探测装置，放射性活度被测量。
在上述技术方案中，所述蛇形分段级递式过滤器，其滤床模式为粗砂→汽水分离→中砂→汽水分离→细砂进行级递过滤，其中粗砂、中砂和细砂置于蛇形过滤器凸部，汽水分离置于蛇形过滤器凹部，潮湿气体与砂子作用产生的冷凝水可沿过滤器内壁流入汽水分离装置上，防止冷凝水堵塞砂孔影响排气。汽水分离装置内的冷凝水管路成网状，以增加气体冷凝接触面，汽水分离装置底部开有冷凝水排出口，放射性冷凝液通过排出口收集于放射性收集罐内。
在上述技术方案中，所述安全阀采用电磁控制，可耐200℃以上温度，耐压超过17.5MPa。当安全壳内的气体压力大于0.5MPa时，安全阀自动打开，将安全壳内的气体放出，直至安全壳内的气体压力低于0.2Mpa时，安全阀自动关闭。
在上述技术方案中，所述流量计嵌入排放管路中，采用压力换算，以4mA～20mA模拟量对外输出，流量换算分为冷态和热态，最终输出流量是冷态还是热态，由探测器温度传感器判断，其中冷态流量换算为（1）式，热态流量换算为（2）式
在上述技术方案中，所述探测装置包含测量管路、含准直孔铅屏蔽和探测器，含准直孔的铅屏蔽与测量管路距离50mm，铅屏蔽厚度不低于280mm，且含准直孔的铅屏蔽外加隔热层，铅屏蔽还预留校准空腔和校准孔；探测器采用双探头井式差分补偿NaI探测器，其中一只探测器直对准直孔用于放射性测量，另一只探测器以井式包裹在测量探测器外面，实现环境本底动态扣除，所述探测装置还包含用于就地信号处理的就地处理显示单元、用于系统与外界信息交换的接线箱、用于数据存储和模拟量分配的信息机柜、用于系统配电供电的供电箱、用于定期校准的远程源检系统。
在上述技术方案中，所述远程源检系统的驱动装置的控制按钮置于接线箱上，电机和滑杆内嵌于铅屏蔽腔室内，校准源固定于滑杆模组上，通过铅室内的电机驱动滑杆模组移动实现校准，运行人员通过操作接线箱上的按钮实现远程校准，避免卸压排气时运行人员手动校准受辐照剂量，从而保护运行人员的安全，体现了设备的人性化设计。远程源检系统采用的放射源为Am-241。
在上述技术方案中，所述就地处理显示单元用于核脉冲成形、数据处理、就地显示和报警、数据上传等功能，该就地处理显示单元还具备数据和故障存储功能。
在上述技术方案中，所述接线箱为用户与本系统接口界面，所有的信息交换都从接线箱转换。
在上述技术方案中，所述信息机柜采用无纸记录仪进行数据存储和分析，并将分析后的数据转化为6路4mA～20mA的模拟量用于联动。
在上述技术方案中，所述电源箱用于整套系统的电源分配，包括3路220V和1路24V，其中3路220V分别用于两台就地处理显示单元和信息机柜，1路24V用于源检装置。
在上述技术方案中，本发明监测系统的电气控制特征为统一交换，就地独立，对外差分耦合输出。既所有开关量、模拟量由接线箱统一转换；补偿探测通道和主探测通道故障就地独立，对外耦合的方式输出；主探测通道的测量值与补偿通道测量值做差分后输出给信息机柜。
本发明监测系统与现有技术相比具有如下有益效果：
1.目前现有核电常规辐射监测通道无法同时满足高温（温度≥140℃）、高湿（含蒸汽气体）、高辐射环境（环境本底≥50Gy/h）下放射测量。本发明提供的卸压排气监测系统满足高温200℃、饱和蒸汽气体、本底辐射≥50Gy/h的环境下放射性测量。
2.本发明监测系统采取的远程源检技术工作稳定可靠，避免就地源检人员受辐照，体现了人性化设计。
3.本发明监测系统通过蛇形分段级递式过滤器既解决了安全壳内气体主动卸压，又实现了安全壳高湿气体的汽水分离和气溶胶过滤，将大部分离子态和气溶胶放射性物质留在过滤器，较少核事故放射性排放。
4.本发明监测系统的关键数据采用4mA～20mA模拟量传输，与数字信号传输相比，大大提高了数据传输的抗干扰能力和稳定性。
5.本发明监测系统通过井形差分补充，动态的扣除本底，提高放射性活度测量精度。主动实现热态和冷态流量换算，提高卸压过程中放射性总排放量测量的准确性。
附图说明
图1为本发明安全壳卸压排气活度监测系统示意图。
图2为本发明蛇形分段级递式过滤器的示意图。
图3为本发明探测装置的结构示意图。
图4为本发明安全壳卸压排气活度监测系统的电气控制示意图。
其中：1.安全阀，2.过滤器，3.流量计，4.探测装置，5.测量管路，6.电机，7.铅屏蔽，8.滑杆及校准源，9.补偿探测器，10.测量探测器，11. 粗砂，12. 中砂，13. 细砂，14.汽水分离装置，15. 放射性收集罐。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，以下结合具体实施例，并参照附图，对本发明进一步详细说明。
如图1所示，本实施例提出的一种安全壳卸压排气活度监测系统，包括用于主动卸压的安全阀1、用于汽水分离和气溶胶过滤的蛇形分段级递式过滤器2、用于流量测量的高温流量计3、用于活度浓度测量的探测装置4，所述安全阀1与安全壳连通，气体从安全壳经安全阀1卸压，流经蛇形分段级递式过滤器2实现气水分离和气溶胶过滤，过滤之后的气体被流量计3测量后经测量管段被探测装置4测量，探测装置4给出放射性活度浓度信息。安全壳卸压排气活度监测系统其作用在于保护安全壳安全的同时具备放射性活度测量，当安全壳内的压力达到临界值，安全壳卸压排气活度监测系统通过主动卸压实现安全壳内压力释放，排放气体流经过滤器将水蒸气和气溶胶分离，最后排放气体流经探测装置，放射性活度被测量。
其工作流程为：气体从安全壳经安全阀1卸压，流经过滤器2实现气水分离和气溶胶过滤，过滤之后的气体被流量计3流量测量后经测量管段被探测装置4测量，给出放射性活度浓度信息，被测量的放射性气体最后被排入烟囱。
其中卸压的安全阀1可耐200℃度的高温和17.5MPa以上的大气压，当安全壳内的气体压力大于0.5MPa时，安全阀1自动打开，将安全壳内的气体放出，直至安全壳内的气体压力低于0.2Mpa时，安全阀自动关闭。
过滤器为蛇形分段级递式过滤器，滤床模式为粗砂→汽水分离→中砂→汽水分离→细砂进行级递过滤，图2所示，将部分溶于汽水的离子态放射性核素和气溶胶态放射性核素留在过滤器内，减少工艺排出流对核电站周边放射性污染，其中粗砂11、中砂12和细砂13置于蛇形过滤器凸部，汽水分离装置14置于蛇形过滤器凹部，潮湿气体与砂子作用产生的冷凝水可沿过滤器内壁流入汽水分离级上，防止冷凝水堵塞砂孔影响排气。汽水分离装置14底部开有冷凝水排出口，可将冷凝水几种排至放射性收集罐15内。汽水分离装置14内的冷凝管成网状，且冷凝水从气体冷端进热端出。
流量计嵌入排放管路中，采用压力换算，以4mA～20mA模拟量对外输出，流量换算分为冷态和热态，最终输出流量是冷态还是热态，由探测器温度传感器判断，其中冷态流量换算为（1）式，热态流量换算为（2）式
如图3所示，本实施例中探测装置的铅屏蔽7厚度为280mm，与测量管路距离50mm，正对测量管段的铅屏蔽开有20mm的准直孔，测量探测器10安置于铅屏蔽内且正对准直孔，补偿探测器9成井形围住测量探测器10外面，实时用于环境本底扣除。源检装置的电机6、滑杆、滑块、检验源内嵌于铅屏蔽内，使用时通过按接线盒的按钮实现远程控制检验源校准，为了较少放射源数种类和数量又同时满足校准和能量刻度要求，所采用的放射源为Am-241多特征能量源。
本实施例的电气控制流程为：（1）主探测通道的测量值与补偿通道测量值做差分后输出给信息机柜；（2）补偿探测通道和主探测通道故障就地独立，对外耦合的方式输出；（3）所有的开关量，模拟量、RS485通讯都经过接线箱进行转换，其中就地处理显示单元B的开关量与源检开关量汇合后输入就地处理显示单元A。具体控制流程如图4所示。
本说明书中未作详细描述的内容，属于本专业技术人员公知的现有技术。
本文中所描述的具体实施例仅仅是对本发明精神作举例说明。本发明所属技术领域的技术人员可以对所描述的具体实施例做各种各样的修改或补充或采用类似的方式替代，但并不会偏离本发明的精神或者超越所附权利要求书所定义的范围。
Claims (7)
1.一种安全壳卸压排气活度监测系统，其特征在于：包括用于主动卸压的安全阀、用于汽水分离和气溶胶过滤的蛇形分段级递式过滤器、用于流量测量的高温流量计、用于活度浓度测量的探测装置，所述安全阀与安全壳连通，气体从安全壳经安全阀卸压，流经蛇形分段级递式过滤器实现气水分离和气溶胶过滤，过滤之后的气体被流量计测量后经测量管段被探测装置测量，探测装置给出放射性活度浓度信息。
2.根据权利要求1所述的安全壳卸压排气活度监测系统，其特征在于：所述蛇形分段级递式过滤器，其滤床模式为粗砂→汽水分离→中砂→汽水分离→细砂进行级递过滤，其中粗砂、中砂和细砂置于蛇形过滤器凸部，汽水分离装置置于蛇形过滤器凹部，潮湿气体与砂子作用产生的冷凝水可沿过滤器内壁流入汽水分离装置上，汽水分离装置内的冷凝水管路成网状，汽水分离装置底部开有冷凝水排出口，放射性冷凝液通过排出口收集于放射性收集罐内。
3.根据权利要求1所述的安全壳卸压排气活度监测系统，其特征在于：所述安全阀采用电磁控制，可耐200℃以上温度，耐压超过17.5MPa，当安全壳内的气体压力大于0.5MPa时，安全阀自动打开，将安全壳内的气体放出，直至安全壳内的气体压力低于0.2Mpa时，安全阀自动关闭。
4.根据权利要求1所述的安全壳卸压排气活度监测系统，其特征在于：所述流量计采用压力换算，以4mA～20mA模拟量对外输出，流量换算分为冷态和热态，最终输出流量是冷态还是热态，由探测器温度传感器判断，其中冷态流量换算为（1）式，热态流量换算为（2）式
5.根据权利要求1所述的安全壳卸压排气活度监测系统，其特征在于：所述探测装置包含测量管路、含准直孔铅屏蔽和探测器，含准直孔的铅屏蔽与测量管路距离50mm，铅屏蔽厚度不低于280mm，且含准直孔的铅屏蔽外加隔热层，铅屏蔽还预留校准空腔和校准孔；探测器采用双探头井式差分补偿NaI探测器，其中一只探测器直对准直孔用于放射性测量，另一只探测器以井式包裹在测量探测器外面，实现环境本底动态扣除，所述探测装置还包含用于就地信号处理的就地处理显示单元、用于系统与外界信息交换的接线箱、用于数据存储和模拟量分配的信息机柜、用于系统配电供电的供电箱、用于定期校准的远程源检系统。
6.根据权利要求5所述的安全壳卸压排气活度监测系统，其特征在于：所述远程源检系统的驱动装置的控制按钮置于接线箱上，电机和滑杆内嵌于铅屏蔽腔室内，校准源固定于滑杆模组上，通过铅室内的电机驱动滑杆模组移动实现校准，运行人员通过操作接线箱上的按钮实现远程校准，远程源检系统采用的放射源为Am-241。
7.根据权利要求5所述的安全壳卸压排气活度监测系统，其特征在于：系统的所有开关量、模拟量由接线箱统一转换；补偿探测通道和主探测通道故障就地独立，对外耦合的方式输出；主探测通道的测量值与补偿通道测量值做差分后输出给信息机柜。
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