CN114814088A - 一种安全壳大气辐射监测方法 - Google Patents
一种安全壳大气辐射监测方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN114814088A CN114814088A CN202210348923.0A CN202210348923A CN114814088A CN 114814088 A CN114814088 A CN 114814088A CN 202210348923 A CN202210348923 A CN 202210348923A CN 114814088 A CN114814088 A CN 114814088A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- beta
- containment
- rate
- gamma
- calculating
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 42
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 title claims abstract description 36
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims abstract description 26
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 claims abstract description 55
- 238000005070 sampling Methods 0.000 claims abstract description 45
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 43
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims abstract description 18
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims abstract description 10
- 230000035515 penetration Effects 0.000 claims description 31
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 31
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 claims description 27
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 claims description 24
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 22
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 18
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 11
- 239000010419 fine particle Substances 0.000 claims description 4
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 3
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 claims description 3
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 3
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 230000005514 two-phase flow Effects 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- JJWKPURADFRFRB-UHFFFAOYSA-N carbonyl sulfide Chemical compound O=C=S JJWKPURADFRFRB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000015271 coagulation Effects 0.000 description 1
- 238000005345 coagulation Methods 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 230000005669 field effect Effects 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N33/00—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00
- G01N33/0004—Gaseous mixtures, e.g. polluted air
- G01N33/0009—General constructional details of gas analysers, e.g. portable test equipment
- G01N33/0027—General constructional details of gas analysers, e.g. portable test equipment concerning the detector
- G01N33/0036—General constructional details of gas analysers, e.g. portable test equipment concerning the detector specially adapted to detect a particular component
- G01N33/0055—Radionuclides
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/17—Circuit arrangements not adapted to a particular type of detector
- G01T1/178—Circuit arrangements not adapted to a particular type of detector for measuring specific activity in the presence of other radioactive substances, e.g. natural, in the air or in liquids such as rain water
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/20—Measuring radiation intensity with scintillation detectors
- G01T1/202—Measuring radiation intensity with scintillation detectors the detector being a crystal
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/20—Measuring radiation intensity with scintillation detectors
- G01T1/203—Measuring radiation intensity with scintillation detectors the detector being made of plastics
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/36—Measuring spectral distribution of X-rays or of nuclear radiation spectrometry
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/36—Measuring spectral distribution of X-rays or of nuclear radiation spectrometry
- G01T1/362—Measuring spectral distribution of X-rays or of nuclear radiation spectrometry with scintillation detectors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Food Science & Technology (AREA)
- Medicinal Chemistry (AREA)
- Analytical Chemistry (AREA)
- Biochemistry (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Immunology (AREA)
- Pathology (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
本发明公开了一种安全壳大气辐射监测方法，包括步骤一、探测安全壳大气中F‑18衰变发射的β+粒子射线，并进行计数；二、探测安全壳大气中F‑18衰变发射的γ光子射线，并进行计数；三、根据计数得到β‑γ符合计数率；四、建立安全壳大气中F‑18监测系统的传输模型；五、确定传输模型中F‑18的放射性比活度；六、确定传输模型中F‑18在取样管道中的传输系数；七、计算传输模型的传输系数；八、根据β‑γ符合计数率和传输系数计算一回路压力边界F‑18的泄漏率。本发明采用大面积的薄β灵敏塑料闪烁体和NaITl闪烁体，对F‑18衰变生成的β+粒子与其湮灭时产生的511KeV的γ射线进行探测，有效提高探测效率。
Description
技术领域
本发明属于核电厂辐射监测技术领域，具体涉及一种安全壳大气辐射监测方法。
背景技术
在安全壳内，一回路反应堆的压力容器、稳压器、主冷却水泵、冷却水管道、蒸汽发生器一次侧设备及与之相连的密封罩、阀门、管道接口等，形成了压水反应堆冷却剂系统的压力边界。由于制造、安装、磨损、腐蚀等各种原因，一回路内的高温高压冷却水，可能突破压力边界约束，泄漏到安全壳中。这种泄漏将产生两个严重后果：一是反应堆冷却水量不足，造成反应堆运行安全事故；二是一回路水中含有的放射性物质进入环境，造成对环境和人类的危害。因此，必须对冷却剂泄漏进行连续监测。
压水反应堆内的快中子与一回路水中的氢原子核发生弹性散射，产生的高能量的质子与水中氧原子核发生核反应，产生具有放射性的核素F-18，因此，能够通过探测安全壳大气中的F-18放射性比活度，获得安全壳大气中的辐射信息。然而，在实际监测中，因为存在宇宙射线本底，以及周围环境高能γ射线引起的电子对效应，以及一回路管道腐蚀产物的β放射性，共同形成了对F-18测量的干扰，不利于F-18的鉴别，即采用常规的监测方法无法准确的监测F-18的放射性活度，进而无法准确监测安全壳大气中的辐射。
现有技术中，有通过采用γ-γ符合法测量511keV的γ光子的强度，进而计算出F-18的放射性比活度，但是，F-18是通过发射正电子(β+粒子)衰变到O-18，其衰变发射的β+粒子与周围物质中的核外电子发生湮灭反应，才生成两个方向相反，能量同为511keV的γ光子。在安全壳大气中关注的最主要核素是F-18，其辐射监测必须在20％功率水平以上运行，并能在100％堆功率时在1小时内探测到0.114m3/h的泄漏率，且未确定泄漏的限值为0.114m3/h，γ-γ符合法必然没有β-γ符合法的探测效率高。
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，提供一种安全壳大气辐射监测方法，其方法步骤简单，设计合理，实现方便，采用大面积的薄β灵敏塑料闪烁体和NaITl闪烁体，对F-18衰变生成的β+粒子与其湮灭时产生的511KeV的γ射线进行探测，有效提高探测效率，通过建立安全壳大气中F-18监测系统的传输模型，计算得到压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率，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：一种安全壳大气辐射监测方法，包括以下步骤：
步骤一、采用β探测器探测安全壳大气中F-18衰变发射的β+粒子射线，并通过数字多道进行计数；
步骤二、采用γ探测器探测安全壳大气中F-18衰变发射的γ光子射线，并通过数字多道进行计数；
步骤三、根据数字多道的计数计算得到β-γ符合计数率；
步骤四、建立安全壳大气中F-18监测系统的传输模型；
步骤五、确定所述传输模型中F-18的放射性比活度；
步骤六、确定所述传输模型中F-18在取样管道中的传输系数；
步骤七、计算所述传输模型的传输系数；
步骤八、根据所述β-γ符合计数率和传输系数计算压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，步骤一中所述β探测器采用β灵敏塑料闪烁体。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，所述β灵敏塑料闪烁体的厚度为0.5mm。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，步骤二中所述γ探测器采用NaITl闪烁体。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，步骤三中所述根据数字多道的计数计算得到β-γ符合计数率的具体过程包括：
其中，n为β-γ符合计数率，nc为数字多道对γ光子射线的总计数，nβ为数字多道对β+粒子射线的计数，nγ为数字多道对γ光子射线的符合计数，τr为符合分辨时间。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，步骤四中所述建立的安全壳大气中F-18监测系统的传输模型为：
其中，K为传输系数，V为安全壳内自由体积，λ为F-18的衰变常数，λc为F-18的吸收常数，c为F-18的放射性比活度，f为安全壳中F-18微粒比例系数，F为气体取样流量，P为F-18在取样管道中的传输系数，ε为取样滤纸收集效率，η为探测效率，t为从取样到测量的时间间隔。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，步骤五中所述确定F-18的放射性比活度的具体过程包括：
步骤501、根据堆芯结构，采用空间一维圆柱模型，计算核燃料裂变产生的中子裂变能谱；
其中，X(e)为中子裂变能谱，所述中子裂变能谱为归一化能谱，E为中子裂变能量；
步骤502、根据所述中子裂变能谱和中子弹性散射截面计算反冲质子能谱；
其中，X(Ep)为H(n,n)P反应中反冲质子能谱，θc为散射中子偏移的角度；
步骤503、计算18O(p,n)18F反应的反应率；
步骤504、根据所述反冲质子能谱计算F-18的反应率；
其中，R为反应道的反应率，Φi为第i群中子平均通量，NF为水中F-18的核密度，
为第i群中子平均反应截面；
步骤505、根据一回路水的循环特性计算一回路水中F-18的放射性比活度。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，步骤六中所述确定F-18在取样管道中的传输系数的具体过程包括：
步骤601、根据取样管道内气相流场和F-18颗粒相的特性，建立管道中F-18颗粒对流输送的控制方程；
其中，u为流体速度，D为粒子扩散系数，s为F-18颗粒浓度，
为梯度算子；
步骤602、采用有限差分法对F-18颗粒对流输送的控制方程进行离散处理，计算得到气溶胶穿透率；
其中，C为穿透率，m为传输长度；
所述气溶胶穿透率包括设备内部管路气溶胶穿透率和取样管路气溶胶穿透率，C＝C1×C2，C1为设备内部管路气溶胶穿透率，C2为取样管路气溶胶穿透率；
步骤603、根据工程设计的取样管道参数和气溶胶穿透率计算F-18在取样管道中的传输系数，所述取样管道参数包括管道内径和管道长度；
P＝G(d,v0,φ,l,C)
其中，d为F-18微粒直径，v0为F-18微粒初始速度，φ为取样管道内径，l为取样管道长度。
上述的一种安全壳大气辐射监测方法，步骤八中所述根据β-γ符合计数率和传输系数计算压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率的具体过程包括：
其中，L为压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率，n为β-γ符合计数率，W为反应堆功率，b为压水堆中F-18核密度与反应堆功率W的比例系数。
本发明与现有技术相比具有以下优点：本发明方法步骤简单，设计合理，实现方便，采用大面积的薄β灵敏塑料闪烁体和NaITl闪烁体，对F-18衰变生成的β+粒子与其湮灭时产生的511KeV的γ射线进行探测，有效提高探测效率，通过建立安全壳大气中F-18监测系统的传输模型，计算得到压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率，能够实现在100％堆功率时在1小时内探测到0.114m3/h的泄漏率，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为本发明的方法流程图。
具体实施方式
如图1所示，本发明的安全壳大气辐射监测方法，包括以下步骤：
步骤一、采用β探测器探测安全壳大气中F-18衰变发射的β+粒子射线，并通过数字多道进行计数；
本实施例中，步骤一中所述β探测器采用β灵敏塑料闪烁体。
具体实施时，β+粒子射线与探测器内β灵敏塑料闪烁体发生相互作用，塑闪晶体电离、激发，受激原子、分子退激发射荧光光子，光子收集到光电倍增管，并在光电倍增管上倍增，产生电子流，形成电信号，电信号经放大整形后，进入数字多道作为开门信号数字，多道进行计数。
本实施例中，所述β灵敏塑料闪烁体的厚度为0.5mm。
具体实施时，通过0.5mm的薄β灵敏塑料闪烁体，降低γ射线对β灵敏塑料闪烁体的影响。
步骤二、采用γ探测器探测安全壳大气中F-18衰变发射的γ光子射线，并通过数字多道进行计数；
本实施例中，步骤二中所述γ探测器采用NaITl闪烁体。
具体实施时，NaITl闪烁体的厚度为50mm；F-18衰变发射的β+粒子射线与周围物质中的核外电子发生湮灭反应，生产两个方向相反、能量同为511keV的γ光子，采用γ探测器探测上述γ光子射线，γ光子射线与探测器内NaITl闪烁体发生相互作用，NaITl闪烁体电离、激发，受激原子、分子退激发射荧光光子，光子收集到光电倍增管，并在光电倍增管上倍增，产生电子流，形成电信号，电信号经放大整形后，进入数字多道，通过β+粒子的开门符合后输出与β+粒子有时间相关性能谱信号，转化为数字输出进行计数。
步骤三、根据数字多道的计数计算得到β-γ符合计数率；
本实施例中，步骤三中所述根据数字多道的计数计算得到β-γ符合计数率的具体过程包括：
其中，n为β-γ符合计数率，nc为数字多道对γ光子射线的总计数，nβ为数字多道对β+粒子射线的计数，nγ为数字多道对γ光子射线的符合计数，τr为符合分辨时间。
步骤四、建立安全壳大气中F-18监测系统的传输模型；
本实施例中，步骤四中所述建立的安全壳大气中F-18监测系统的传输模型为：
其中，K为传输系数，V为安全壳内自由体积，λ为F-18的衰变常数，λc为F-18的吸收常数，c为F-18的放射性比活度，f为安全壳中F-18微粒比例系数，F为气体取样流量，P为F-18在取样管道中的传输系数，ε为取样滤纸收集效率，η为探测效率，t为从取样到测量的时间间隔。
步骤五、确定所述传输模型中F-18的放射性比活度；
本实施例中，步骤五中所述确定F-18的放射性比活度的具体过程包括：
步骤501、根据堆芯结构，采用空间一维圆柱模型，计算核燃料裂变产生的中子裂变能谱；
其中，X(e)为中子裂变能谱，所述中子裂变能谱为归一化能谱，E为中子裂变能量；
步骤502、根据所述中子裂变能谱和中子弹性散射截面计算反冲质子能谱；
其中，X(Ep)为H(n,n)P反应中反冲质子能谱，θc为散射中子偏移的角度；
步骤503、计算18O(p,n)18F反应的反应率；
步骤504、根据所述反冲质子能谱计算F-18的反应率；
其中，R为反应道的反应率，Φi为第i群中子平均通量，NF为水中F-18的核密度，
为第i群中子平均反应截面；
步骤505、根据一回路水的循环特性计算一回路水中F-18的放射性比活度。
具体实施时，压水堆核电厂一回路参数范围是：工作压力15.5MPa左右，冷却剂在反应堆的进口温度取280～300℃，在反应堆的出口温度取310～330℃，进出口的升为30～40℃，核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为17-25℃，一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功率为300MW时，冷却剂总质量流量可达15000～21000t/h(每10MW热功率160～250t/h)，主管道内冷却剂流速可达15m/s,一回路系统的总阻力为0.6～0.8MPa，由于冷却剂总质量流量可达15000～21000t/h，主管道内冷却剂流速可达15m/s，认为一回路中F-18能够均匀分布在一回路水中。
步骤六、确定所述传输模型中F-18在取样管道中的传输系数；
本实施例中，步骤六中所述确定F-18在取样管道中的传输系数的具体过程包括：
步骤601、根据取样管道内气相流场和F-18颗粒相的特性，建立管道中F-18颗粒对流输送的控制方程；
其中，u为流体速度，D为粒子扩散系数，s为F-18颗粒浓度，
为梯度算子；
具体实施时，根据实际情况，对于圆形管道，管道的过流截面的高宽比很小，则管内两相流动可以简化为受限平面流动；此外，考虑有实际意义的细粒子穿透，忽略粒子间的凝并，不计外场作用；并且将流动视为稀疏两相流，即粒子的存在对气流流动状态不产生影响。
步骤602、采用有限差分法对F-18颗粒对流输送的控制方程进行离散处理，计算得到气溶胶穿透率；
其中，C为穿透率，m为传输长度；
所述气溶胶穿透率包括设备内部管路气溶胶穿透率和取样管路气溶胶穿透率，C＝C1×C2，C1为设备内部管路气溶胶穿透率，C2为取样管路气溶胶穿透率；
具体实施时，最终计算得到的气溶胶穿透率是设备内部管路气溶胶穿透率和取样管路气溶胶穿透率的乘积。
步骤603、根据工程设计的取样管道参数和气溶胶穿透率计算F-18在取样管道中的传输系数，所述取样管道参数包括管道内径和管道长度；
P＝G(d,v0,φ,l,C)
其中，d为F-18微粒直径，v0为F-18微粒初始速度，φ为取样管道内径，l为取样管道长度。
步骤七、计算所述传输模型的传输系数；
步骤八、根据所述β-γ符合计数率和传输系数计算压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率。
本实施例中，步骤八中所述根据β-γ符合计数率和传输系数计算压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率的具体过程包括：
其中，L为压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率，n为β-γ符合计数率，W为反应堆功率，b为压水堆中F-18核密度与反应堆功率W的比例系数。
本发明采用大面积的薄β灵敏塑料闪烁体和NaITl闪烁体，对F-18衰变生成的β+粒子与其湮灭时产生的511KeV的γ射线进行探测，有效提高探测效率，通过建立安全壳大气中F-18监测系统的传输模型，计算传输模型中的F-18的放射性比活度、F-18在取样管道中的传输系数和传输系数，进而计算得到压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率，能够实现在100％堆功率时在1小时内探测到0.114m3/h的泄漏率。
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。
Claims (9)
1.一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤一、采用β探测器探测安全壳大气中F-18衰变发射的β+粒子射线，并通过数字多道进行计数；
步骤二、采用γ探测器探测安全壳大气中F-18衰变发射的γ光子射线，并通过数字多道进行计数；
步骤三、根据数字多道的计数计算得到β-γ符合计数率；
步骤四、建立安全壳大气中F-18监测系统的传输模型；
步骤五、确定所述传输模型中F-18的放射性比活度；
步骤六、确定所述传输模型中F-18在取样管道中的传输系数；
步骤七、计算所述传输模型的传输系数；
步骤八、根据所述β-γ符合计数率和传输系数计算压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率。
2.按照权利要求1所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，步骤一中所述β探测器包括β灵敏塑料闪烁体。
3.按照权利要求2所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，所述β灵敏塑料闪烁体的厚度为0.5mm。
4.按照权利要求1所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，步骤二中所述γ探测器采用NaITl闪烁体。
5.按照权利要求1所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，步骤三中所述根据数字多道的计数计算得到β-γ符合计数率的具体过程包括：
其中，n为β-γ符合计数率，nc为数字多道对γ光子射线的总计数，nβ为数字多道对β+粒子射线的计数，nγ为数字多道对γ光子射线的符合计数，τr为符合分辨时间。
6.按照权利要求1所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，步骤四中所述建立的安全壳大气中F-18监测系统的传输模型为：
其中，K为传输系数，V为安全壳内自由体积，λ为F-18的衰变常数，λc为F-18的吸收常数，c为F-18的放射性比活度，f为安全壳中F-18微粒比例系数，F为气体取样流量，P为F-18在取样管道中的传输系数，ε为取样滤纸收集效率，η为探测效率，t为从取样到测量的时间间隔。
7.按照权利要求6所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，步骤五中所述确定F-18的放射性比活度的具体过程包括：
步骤501、根据堆芯结构，采用空间一维圆柱模型，计算核燃料裂变产生的中子裂变能谱；
其中，X(e)为中子裂变能谱，所述中子裂变能谱为归一化能谱，E为中子裂变能量；
步骤502、根据所述中子裂变能谱和中子弹性散射截面计算反冲质子能谱；
其中，X(Ep)为H(n,n)P反应中反冲质子能谱，θc为散射中子偏移的角度；
步骤503、计算18O(p,n)18F反应的反应率；
步骤504、根据所述反冲质子能谱计算F-18的反应率；
其中，R为反应道的反应率，Φi为第i群中子平均通量，NF为水中F-18的核密度，
为第i群中子平均反应截面；
步骤505、根据一回路水的循环特性计算一回路水中F-18的放射性比活度。
8.按照权利要求6所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，步骤六中所述确定F-18在取样管道中的传输系数的具体过程包括：
步骤601、根据取样管道内气相流场和F-18颗粒相的特性，建立管道中F-18颗粒对流输送的控制方程；
其中，u为流体速度，D为粒子扩散系数，s为F-18颗粒浓度，▽为梯度算子；
步骤602、采用有限差分法对F-18颗粒对流输送的控制方程进行离散处理，计算得到气溶胶穿透率；
其中，C为穿透率，m为传输长度；
所述气溶胶穿透率包括设备内部管路气溶胶穿透率和取样管路气溶胶穿透率，C＝C1×C2，C1为设备内部管路气溶胶穿透率，C2为取样管路气溶胶穿透率；
步骤603、根据工程设计的取样管道参数和气溶胶穿透率计算F-18在取样管道中的传输系数，所述取样管道参数包括管道内径和管道长度；
P＝G(d,v0,φ,l,C)
其中，d为F-18微粒直径，v0为F-18微粒初始速度，φ为取样管道内径，l为取样管道长度。
9.按照权利要求6所述的一种安全壳大气辐射监测方法，其特征在于，步骤八中所述根据β-γ符合计数率和传输系数计算压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率的具体过程包括：
其中，L为压水核反应堆一回路压力边界F-18的泄漏率，n为β-γ符合计数率，W为反应堆功率，b为压水堆中F-18核密度与反应堆功率W的比例系数。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202210348923.0A CN114814088A (zh) | 2022-04-01 | 2022-04-01 | 一种安全壳大气辐射监测方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202210348923.0A CN114814088A (zh) | 2022-04-01 | 2022-04-01 | 一种安全壳大气辐射监测方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN114814088A true CN114814088A (zh) | 2022-07-29 |
Family
ID=82532125
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202210348923.0A Pending CN114814088A (zh) | 2022-04-01 | 2022-04-01 | 一种安全壳大气辐射监测方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN114814088A (zh) |
-
2022
- 2022-04-01 CN CN202210348923.0A patent/CN114814088A/zh active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5506549B2 (ja) | 線量率監視方法及び線量率監視装置 | |
| CN111292863B (zh) | 用于池式反应堆的氚测量系统及测量方法 | |
| Algora et al. | Total absorption study of beta decays relevant for nuclear applications and nuclear structure | |
| CN114814088A (zh) | 一种安全壳大气辐射监测方法 | |
| Reichenberger et al. | Advances in the development and testing of micro-pocket fission detectors (MPFDs) | |
| Weldon Jr et al. | Preliminary RAM-RODD results for the MUSiC subcritical configurations | |
| Lee et al. | Development of the ACP safeguards neutron counter for PWR spent fuel rods | |
| CN209879001U (zh) | 一种中子多重性测量装置 | |
| Gromov et al. | The industrial iDREAM detector for neutrino monitoring of the operating modes of nuclear reactors | |
| Seo et al. | ASNC upgrade for nuclear material accountancy of ACPF | |
| Schever | Status of the jiangmen underground neutrino observatory | |
| EP3848943B1 (en) | Apparatus and method for real time precision measurement of the thermal power of a fission nuclear reactor | |
| Endo et al. | Experiment of unique combination number due to the third-order neutron-correlation | |
| CN215769041U (zh) | 一种n-13核素符合测量装置 | |
| Chung et al. | Spent Nuclear Fuel Cask and Storage Monitoring with 4He Scintillation Fast Neutron Detectors | |
| Pu et al. | Solid scintillator based neutron fluctuation measurement on EAST tokamak | |
| CN111307837B (zh) | 一种夹持于流道的放射物含量测量装置及模型建立方法 | |
| Xia et al. | Reactor Nuclear Measurements and Radiation Monitoring | |
| Sibczynski et al. | Comparison of prompt and delayed photofission neutron detection ttechniques using different types of radiation detectors | |
| He et al. | Excore neutron flux monitoring method for an accelerator driven sub-critical system | |
| Zhao et al. | A low-power neutron and gamma-ray detector for environmental radiation monitoring using CLYC scintillator | |
| Takasaki et al. | Wide-range krypton gas monitor using a plastic scintillation detector operated in current mode with a gate circuit | |
| CN117130039A (zh) | 一种基于碘化钠探测器的多路符合n-13监测仪 | |
| Gao et al. | Design of a compact detector for nuclear-fuel-rod enrichment detection | |
| Liu et al. | JUNO Experiment: Current Status and Physics |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| TA01 | Transfer of patent application right |
Effective date of registration: 20240513 Address after: Sanshan Town, Fuqing City, Fuzhou City, Fujian Province Applicant after: Fujian Fuqing Nuclear Power Co.,Ltd. Country or region after: China Applicant after: SHAANXI WEIFENG NUCLEAR INSTRUMENT Inc. Address before: 710119 first floor, building 3, phase II, pilot Institute, No. 15, Shanglinyuan 1st Road, high tech Zone, Xi'an, Shaanxi Province Applicant before: SHAANXI WEIFENG NUCLEAR INSTRUMENT Inc. Country or region before: China |