CZ58894A3 - Method of detecting escape of radioactive gases from nuclear reactor and apparatus for making the same - Google Patents
Method of detecting escape of radioactive gases from nuclear reactor and apparatus for making the same Download PDFInfo
- Publication number
- CZ58894A3 CZ58894A3 CZ94588A CZ58894A CZ58894A3 CZ 58894 A3 CZ58894 A3 CZ 58894A3 CZ 94588 A CZ94588 A CZ 94588A CZ 58894 A CZ58894 A CZ 58894A CZ 58894 A3 CZ58894 A3 CZ 58894A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- tank
- delay tank
- radioactive
- delay
- background
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/002—Detection of leaks
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
(57) Zpftsob a zařízení pro měření radioaktivity je sdružené s únikem (16) chladivá jaderného reaktoru (18). Způsob zahrnuje vytvoření zpožďovací nádrže (10) ve vzorkovací lince (12) plynu protiproudově od monitoru (14) radioaktivních částeček. Zpožďovací nádrže (10) umožňuje rozpad radioaktivních vzácných plynů z úniku (16) na radioaktivní dceřinné částečky, které jsou monitorovány monitorem (14) radioaktivních částeček. Zařízení obsahuje zpožďovací nádrže (10) a zpožďovací nádrže (20) pozadí a ventilový sekvenční prostředek (26) pro srovnání záření a sdruženého se zpožďovací nádrží (10) se zářením sdruženým se zpožďovací nádrží (20) pozadí.
-1ZPŮSOB DETEKCE UNIKU RADIOKTIVNICH PtíN0.Z_JADERNÉHO REAKTORU A ZAŘÍZENI KE PROVÁDĚNI TOHOTO ZPŮSOBU i ' f! = o ™ \ í I < 7 ·! 7' ' ~ í
Oblast techniky /· =
Vynález se týká způsobu detekce úniku radioaktivních plynů z jaderného reaktoru. Zejména se vynález týká použití přístrojů zvyšujících citlivost, aby monitory vzduchem nesených částeček mohly snadněji zaznamenávat úniky chladivá z reaktoru. Vynález se dále týká zařízení ke prováděqí způsobu definovaného výše.
Dosavadní stav techniky ďe známo,' že monitor vzduchem nesených radioaktivních částeček může být použit k detekci úniku chladivá jaderného reaktoru měřením aktivity vzduchem nesených částeček vznikajících únikem. Jeden z problémů těchto dosavadních detektorů však spočívá v tom) že je obtížné kvantifikovat ztráty radioaktivních částeček vyskytující se jednak u místa úniku a jednak jako těkavé ztráty ve vzorkovací lince mezi místem úniku a místem monitorování.
Plynné radioniklidy mají téměř 100%-ní uvolnění do vzduchu z úniků chladivá jaderného reaktoru a mají minimální těkavé ztráty ve vzorkovací lince. Monitory vzduchem nesených radioaktivních plynů mají mnohem nižší citlivost než monitory vzduchem nesených radioaktivních Částeček, nicméně, protože monitor plynu pouze reaguje na množství plynu ve vzorkovací komoře zaznamenané detektorem. Monitor částeček na druhé straně reaguje na radioaktivní částečky, které byly shromážděny za určitou časovou periodu na filtru. Poměr citlivostí monitorů částeček a monitorů plynu je řádově rovný 10)000.
Souhrnně platí, že monitor částeček i monitor plynu mají závažné nedostatky když jsou použity pro detekci úniku chladivá jaderného reaktoru. U detektoru částeček je obtížná kvantifikace ztráty aktivity částeček, a to ztráty v místě úniku a těkavé ztráty na stěnách vzorkovací linky. Monitor plynu má krajně nízkou citlivost ve srovnání s monitorem částeček.
Patentový spis Spojených států amerických číslo 4,820,925 popisuje monitor vzduchu místnosti pro radioaktivní aerosoly, který používá filtrační systém pro shromažďování suspendovaných částic nesených v systému proudem vzduchu do monitoru,
-2a tyto částice jsou detekovány a zkoušeny na radioaktivitu kombinací detektoru a předzesilovače monitorového přístroje» Tento přístroj by o sobě nemohl být použit ke zjišťování radioaktivity způsobené únikem plynných radionuklidů z jaderného energetického zařízení.
Nehledě k výše popsanému zařízení, zůstává zde potřeba v oboru vytvořit spolehlivý způsob měření vzduchem nesené radioaktivity vyplývající z úniku chladivá jaderných reaktorů.
Jedním z úkolů předloženého vynálezu je vytvořit způsob měření záření sdruženého s rozpadem radioaktivních vzácných plynů na dceřinné částečky radionuklidů.
Dále je úkolem předloženého vynálezu provádět toto měření použitím monitorů záření částeček.
Dalším úkolem předloženého vynálezu je srovnat naměřené záření se zářením pozadí.
Konečně je úkolem předloženého vynálezu vytvořit prostředek pro zajištění dostatečného času pro rozpad radioaktivních vzácných plynů na dceřinné prvky radionuklidů pro účinné využití monitoru částeček.
Podstata vynálezu
Vynález řeší výše uvedené úkoly tím,, že vytváří způsob detekce úniku radioaktivních plynů z jaderného reaktoru, jahož podstata spočívá v tom,* že obsahuje kroky vytvoření vzorkovací linky pro vzorkování úniku radioaktivních plynů z jaderného reaktoru, vytvoření první zpožďovací nádrže ve vzorkovací lince poproudově od jaderného reaktoru, kterážto zpožďovací nádrž má rozměry pro zadržení radioaktivních plynů po dobu dostatečně dlouhou aby se rozpadly na radioaktivní částečky, vytvoření monitorovacího prostředku vzduchem nesených radioaktivních částeček poproudově od první zpožďovací nádrže, měření aktivity sdružené s částečkami radionukleidů monitorovacím prostředkem vzduchem nesených radioaktivních částeček.
Podle výhodného provedení předloženého vynálezu způsob podle vynálezu obsahuje krok srovnání aktivity měřené ve kroku měření aktivity se přijatelnou aktivitou a když naměřená aktivita podstatně překračuje přijatelnou aktivitu, zapnutí poplachového prostředku.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu
-3se srovnání provede použitím vzorkovací linky záření pozadí mající uvnitř zpožďovací nádrž záření pozadí, protiproudově od monitoru částeček, kterážto zpožďovací nádrž záření pozadí je v podstatě stejné velikosti jako první zpoždovací nádrž, a kde přijatelná aktivita je aktivita sdružená se zpoždovací nádrží pozadí monitorovaná monitorovacím prostředkem částeček.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu radioaktivní plyny obsahují alespoň jeden člen ze skupiny zahrnující 88Kr, 89Kr a 198Xe.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu radioaktivní plyny obsahují alespoň jeden člen ze skupiny zahrnující 88Rb, 89Pb a 198Cs.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu má první zpožďovací nádrž rozměry pro udržování laminárního proudění první zpoždovací nádrží o rychlosti 1 až 5 cfm.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu je doba prodlení zvolena aby souhlasila s vrcholovou celkovou koncentrací částeček radionukleidů měřenou monitorovacím prostředkem vzduchem nesených radioaktivních částeček.
Vynález dále vytváří zařízení k monitorování radioaktivity jaderného reaktoru mající vzorkovací linku pro vzorkování a dopravu úniku radioaktivních plynů z jaderného reaktoru, jehož podstata spočívá v tom, že ve vzorkovací lince je poproudově od jaderného reaktoru uspořádána první zpoždovací nádrž pro zadržení radioaktivních plynů po dostatečnou dobu pro rozpad na vzduchem nesené částečky radionuklidň schopné měření aktivity a obsahuje monitor vzduchem nesených radioaktivních částeček poprouv dově od první zpožďovací nádrže.
Podle výhodného provedení předloženého vynálezu vzorkovací linka vzorkuje plyny v blízkosti alespoň jednoho průniku pohonu řídicí tyče a průniku nástroje v jádru jaderného reaktoru.
Podle dalšího výhodného provedení vynálezu má první zpožďovací nádrž rozměry k zajištění doby prodlení radioaktivních plynů souhlasné s vrcholovou celkovou koncentrací Částic radionukleidů měřenou monitorem vzduchem nesených radioaktivních částeček.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu je první zpožďovací nádrž uspořádána svisle.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu
-4zařízení podle vynálezu obsahuje vzorkovací linku pozadí přijímající vzduch ze zdroje pozadí vnějšího vzhledem k nádobě obsav hující jaderný reaktor, vzorkovací linka má zpoždovací nádrž póza dí poproudově od zdroje pozadí, zpožďovací nádrž pozadí má v podw v statě stejnou velikost jako první zpoždovací nádrž, zpoždovací nádrž pozadí je protiproudově umístěna a připojena k monitorovacímu prostředku částeček a monitorovací prostředek částeček je v
uzpůsoben pro srovnávání záření sdruženého se zpoždovací nádrží v
pozadí se zářením sdruženým s první zpoždovací nádrží.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu první zpoždovací nádrž a zpoždovací nádrž pozadí jsou u svých výstupů spojeny ventilovým sekvenčním prostředkem pro umožnění, aby monitorovací prostředek částeček vzorkoval a srovnával záření sdružené s první zpoždovací nádrží a se zpoždovací nádrží pozadí.
Podle dalšího výhodného provedení předloženého vynálezu zařízení podle vynálezu obsahuje poplašný prostředek pro vyvolání podmínky přepnutí když radioaktivita sdružená s první zpoždovací nádrží podstatně překročí radioaktivitu sdruženou se zpožďovací nádrží pozadí.
Přehled obrázků na výkresech
Vynález je znázorněn na výkresech', kde obr.l znázorňuje graf aktivity monitoru vzduchem nesených radioaktivních částeček v závislosti na době zpoždění za předpokladu 100% ztrát v bodě úniku radioaktivních plynů z jaderného reaktoru, obr.2 znázorňuje graf aktivity monitoru vzduchem nesených radioaktivních částeček v závislosti na době zpoždění za předpokladu 75% ztrát částeček, nebo 25% přenosu radioaktivních částeček z bodu úniku do monitorovacího přístroje a obr.3 je schematické znázornění jaderného reaktoru se vzorkovací linkou, zpoždovací nádrží a vzorkovací nádrží pozadí jakož i s monitorem vzduchem nesených radioaktivních částeček podle výhodného provedení předloženého vynálezu.
Přiklad provedení vynálezu
V pracujícím jaderném reaktoru radioaktivní produkty štěpení vzácných plynů jako 88Kr, 8$KT a X^8Xe snadno unikají a tvoří významný podíl chladicí aktivity reaktoru. V úniku
-5chladivá z reaktoru, jako z krytu těsnění pohonu řídicí tyče a z oblasti pronikání pohonu řídicí tyče do hlavy reaktoru a mechanismu v jádru u dna nádoby reaktoru se tyto plynné aktivity uvolňují do vzduchu, v oblasti úniku téměř při 100%, tedy se ztrátami 0%. Tyto vzácné plyny se rozpadají na alkalické radionuklidy jako 88 Rb,8^Rb a ^8^. Procesy jsou tyto:
^Kr-—-> 8%b-—-> ^Srístabilní)
T1/2=2.84h T1/2=17.7m s9Kr-Ě=-> 89Eb-—--> 89SrCI. ,,=504) ^/2=3.16·η T1/2=15.to 1/2
-—-> 198Cs-—-5 Ba(stabilní)
Γ1/2=14.1 T1/Z=32.2m
Jsou i jiné plynné radionuklidy, které se rozpadají na alkalické prvky. Mají však typicky velmi dlouhý poločas nebo dceřinný nuklid je stabilní.
Ve chladivu reaktoru během ustáleného stavu jsou úrovně aktivity dceřinných alkalických radionuklidů typicky stejné jako rodičovských radionuklidů vzácných plynů v Becquerelech (Bq) na jednotku objemu (rozpady za sekundu na jednotku objemu), protože poločasy výše uvedených radionuklidů jsou krátké ve srovnání s jejich časem odstranění demineralizačním činidlem nebo únikem do plynné oblasti nádrže řídicí objem. Je zde malé přímé uvolnění alkalických radionuklidů s krátkým poločasem z úniků paliva.
U úniku chladivá se do oblasti úniku uvolňují radionuklidy vzácných plynů i alkalické radionuklidy. Téměř 100% radioaktivních vzácných plynů se uvolňuje do vzduchu obklopujícího únik. Podíl alkalických radionuklidů s potenciálně obtížnou kvantifikací tvoří' vzduchem přenosné částečky, zatímco zbytek se ukládá blízko místa úniku. Vzorkovací linka, která natahuje vzorek vzduchu v oblasti úniku přenáší v podstatě 100% vzácných plynů k monitoru, zatímco významný a pro kvantifikaci obtížný podíl alkalických radionuklidů v částečkách je ztracen na stěnách vzorkovací linky a nedostane se do monitoru.
Jak bylo dříve uvedeno, plynový monitor má mnohem nižší citlivost než monitor částeček a částečky mají významné ztráty s obtížnou kvantifikací.
v
Podle předloženého vynálezu je zpoždovací nádrž 10 umístěna na konci vzorkovací linky 12 bezprostředně před monitorem 14 vzduchem nesených radioaktivních Částeček, jak je patrno z obr.3· Ve zpožďovací nádrži 10 se radionuklidy vzácných plynů podrobené nízkým ztrátám při výstupu z místa úniku rozpadnou na alkalické radionuklidy, které jsou zpočátku nabitými ionty a snadno se připojí k některým částečkám, které jsou vždy ve vzduchu· Tyto alkalické radionuklidy na částečkách mohou být potom změřeny s vysokou citlivostí· Podíl každého radionuklidu může být vypočítán a optimální doba zpoždění může také být vypočítána.
gg gg
Rovnice pro Kr rozpadající se na Rb jsou tyto:
8KrN88Kr dlT kde
Kr dt 88Kr dK 8%b dt
B, 88Kb rychlost změny koncentrace Kr gp koncentrace Kr konstanta rozpadu pro Kr= ln(2)/poločas = rychlost změny koncentrace 88Rb = koncentrace 88Rb
Kr 88Rb s kons,fcan,ta rozpadu pro 88Rb= ln(2)/poločas 88Rb
Shodné rovnice s odlišnými koeficienty platí pro rozpad 8^Kr na 8^Rb a pro rozpad na ^^^s.
Rychlost rozpadu 88Rb je konstanta rozpadu násobená koncentrací 88Rb:
Becouerely_ _ Rozpad/sec_ _ \ Atomy
Jednotka objemu “ Jednotka objemu “ ssRbÁ30 } ssRb aeá·
Tyto rovnice mohou být vyřešeny je-li známá počáteční koncentrace v nuývém čase pro každý radionuklid.
Ve chladivm reaktoru v ustáleném stavu jsou aktivity Ba/jednotka objemu rodičovského vzácného plynu Kr a dceřinného
-7SSRb jsou v podstatě stejné. U místa úniku a ve vzorkovací lince se ztrácí podstatný podíl 8®Rb před vstupem do zpožďovací nádrže nebo monitor částeček podle předloženého vynálezu není použít.. ......_ ______________________________________
Je dán příklad pro znázornění příznivého účinku zpoždovací nádrže. V tomto příkladu jsou koncentrace vzácných plynů ve vzdu chu obklopujícím místo úniku chladivá tyto:
- | θθκτ | 66 Bq/m3 |
89Kr | 66 Bq/m3 | |
- | 198Xe | 198 Bq/m3 |
Celkem | 330 Bq/m3 |
Jestliže žádné částečky radionufclidu nedosáhnou místo monitoru následkem ztrát u místa úniku a ve vzorkovací lince, je aktivita částeček u monitoru částeček bez opatření podle předloženého vynálezu nulová.
Obr.1 znázorňuje koncentraci aktivity částeček za zpožďovací nádrží při použití předloženého vynálezu. Diagram znázorňuje aktivitu v Bq/m3 jako funkci doby zpoždění. Křivka označená £ je celková hodnota Bq/m3 pro Tib, a ^38Cs. Křivka označená 1 je pro 88Rb, křivka 2 je pro 8^Rb a křivka 3 je pro 138Cs Celková aktivita částeček vystoupí z počáteční nulové hodnoty na hodnotu nad 90 Bq/m3 za 30 minut. To je podstatný podíl počáteční plynné aktivity i když všechny částečky, které jsou na začátku v rovnováze s uniklým plynem se předpokládají ztracené, bud v místě úniku a/nebo ve vzorkovací lince před zpožďovací nádrží 10. Obr.1 tedy představuje nejhorší případ.
Mnohem optimističtější případ je, když 50% alkalických radionukleidů chladivá reaktoru z částeček schopných dopravy (50% je ztraceno v blízkosti místa úniku) a 50% z těchto se dostane na konec vzorkovací linky k monitoru (jiných 50% ztrát). Jsou-li tyto alkalické radionuklidy v rovnováze s jejich rodiči ze vzácných plynů ve chladivu uvnitř reaktoru, je koncentrace částeček u monitoru bez zpoždění:
330 BQ/m3«3,5«0,5 =82,5 Bq/m3
To je méně než ve předešlém příkladu, kde je použita v
zpoždovací nádrž s téměř optimálním zpožděním a je ztraceno 100% původních částeček.
Obr.2 znázorňuje koncentraci částeček u monitoru když je užita ztráta 50% z 50% se zpožďovací nádrží. V tomto případě
-8pří zpoždění asi 20 minut má celková koncentrace částeček vrchol asi při 130 Bq/m , což je významný zisk.
Hlavní výhoda předloženého vynálezu spočívá v tom, že se nespoléhá na únik neplynných alkalických radionuklidů u místa úniku pro vytvoření částeček schopných dopravy a potom na dopravu těchto částeček k monitoru bez významných ztrát. Obr.l ukazuje, v v že je možné získat vyšší úroveň částeček se zpoždovací nádrží a se ztrátou 100% částeček před zpoždovací nádrží, než může být získána s rozumnými, leč obtížně dokazatelnými ztrátami částeček
V v a bez použití zpoždovací nádrže. Je-li použita zpoždovací nádrž, koncentrace částeček vzrůstá ve příkladu znázorněném v obr.2.
Významné zisky mohou být docíleny při kratších dobách zpož3 dění. V obr.l dává zpoždění 6 minut více než 40 Bq/m když ztráty částeček jsou 100%.
Obr.3 znázorňuje použití vynálezu pro monitor úniku chladivá reaktoru. Zpoždovací nádrž 10 je připojena ke vzorkovací lince 12 poproudově od jaderného reaktoru 18 vně stěny doplňovací dutiny a stínění 20 a bezprostředně před monitorem 14 částeček.
Za provozu vzniká plynný únik 16 z jaderného reaktoru 18, například z oblasti pronikání 17 pohonu řídicí tyče a pronikání mechanismu 19 u jádra a má za následek přenos radioaktivních vzácných plynů jako 88Kr, 8^Kr a vzorkovací linkou 12 a do zpoždovací nádrže 10. Zpožďovací nádrž 10 má rozměry takové, aby držela radioaktivní plyny po dostatečnou dobu prodlení, aby mohl být uskutečněn jejich rozpad na částečky radionuklidů, jako jsou alkalické dceřinné prvky 88Rb, 8^Rb a^^Cs. V čase uvolnění plynů jsou tyto vzácné plyny v rovnováze s jejich alkalickými dceřinnými prvky, avšak téměř 100% plynu je uvolněno do vzorkovací linky a do zpožďovací nádrže 10, zatímco největší podíl alkalických dceřinných prvků, které jsou ve formě částeček, je ztraceno v oblasti úniku vlivem těchto dvou jevů; mnoho prachových částic obsahujících tyto prvky vypadnou u bodu úniku a neprojdou vzorkovací linkou k monitoru částeček, zatímco jiné radioaktivní dceřinné částečky uniknou na stěnách vzorkovací nádrže 12 a nedostanou se k monitoru částeček, jak bylo uvedeno výše.
Rozměry zpoždovací nádrže 10 budou závislé na zvláštních okolnostech každého použití, nicméně praktická je nádrž dimenzovaná na dobu prodlení 30 minut s ohledem na výrobní náklady
-9nádrže těchto rozměrů a prostoru pro uložení této nádrže. Pro řadu praktických aplikací by mohla být vhodnější zpoždovací nádrž mající dobu prodlení od3 do 9 minut. Jak je znázorněno v obr.3, zpoždovací nádrž 10 by měla být uspořádána svisle, aby podíl radioaktivních částeček, které uniknou, byl minimální.
v
Jak je také znázorněno v obr.3, zpoždovací nádrž 10 by měla být umístěna nad měřicím zařízením 14 pro snadnější dopravu a monitorování částeček monitůrem 14 částeček. Přídavně by zpožďovací nádrž IQ měla být navržena tak, aby udržovala laminární proudění a minimalizovala turbulenci u svého vstupu a měla by mít dostatečnou velikost k minimalizování únikových ztrát na jejím vnitřním povrchu.
Jak je také znázorněno v obr.3, přednostní provedení předloženého vynálezu zahrnuje vzorkovací nádrž 21 pozadí pro uložení vzorku 22 pozadí vzorkovací linkou 24 pozadí. Tato vzorkovací nádrž 21 pozadí je propojena se zpožďovací nádrží 10 ventilovým sekvenčním ústrojím 26, které je navrženo aby monitor 14 mohl oznámit, jestliže radioaktivita vlivem záření přicházejícího ze zpožďovací nádrže 10 významně překračuje radioaktivitu měřenou ze vzorkovací nádrže 21 pozadí. Úrovně aktivity vě zpoždovací nádrži mají být dostatečně vysoké, aby bylo možné je měřit se statistikou 4 sigma. Obecně platí, že zvýšení záření sdruženého se zpožďovací nádrží 10 asi o 10% vzhledem k záření pozadí bude dostatečné pro oznámení, že nastala podmínka překročení a že mají být učiněna příslušná opravná opatření. To může být provedeno použitím vhodného poplašného zařízení 28, které není součástí předloženého vynálezu a je odborníkům dobře známé.
Ačkoliv byla podrobně popsána zvláštní provedení předloženého vynálezu, je zřejmé, že může být provedena řada obměn, aniž by se vybočilo z rámce myšlenky vynálezu, která je definována připojenými patentovými nároky.
Claims (14)
- PATENTOVÉ Ni A fi O Κ Ϊ le Způsob detekce úniku radioaktivních, plynů-a jederného -Jřeaktoru, vyznačující se tím, že obsahuje kroky:a. vytvoření vzorkovací linky pro vzorkování úniku radioaktivních plynů z jaderného reaktoru,b. vytvoření první zpožďovací nádrže ve vzorkovací lince poprouv dově od jaderného reaktoru, kterážto zpoždovací nádrž má rozměry pro zadržení radioaktivních plynů po dobu dostatečně dlouhou aby se rozpadly na radionuklidové částečky,c. vytvoření monitorovacího prostředku vzduchem nesených rádiov aktivních částeček poproudově od první zpoždovací nádrže,d. měření aktivity sdružené s částečkami radionuklidů monitorovacím prostředkem vzduchem nesených radioaktivních částeček·
- 2. Způsob podle nároku 1, vyznačující se tím, že obsahuje kroke. srovnání aktivity měřené ve kroku (d) s přijatelnou aktivitou a když naměřená aktivita podstatně překračuje přijatelnou aktivitu, zapnutí poplachového prostředku.
- 3. Způsob podle nároku 2, vyznačující se tím, že srovnání se provede použitím vzorkovací linky záření pozadí mající uvnitř zpožďovací nádrž záření pozadí, protiproudově od monitoru částeček, kterážto zpožďovací nádrž záření pozadí je v podstatě stejné velikosti jako první zpožďovací nádrž, a kde přijatelná aktivita je aktivita sdružená se zpožďovací nádrží pozadí monitorovaná monitorovacím prostředkem částeček.
- 4. Způsob podle nároku 1, vyznačující se tím, že radioaktivní plyny obsahují alespoň jeden člen ze skupiny zahrnující 88Kr, S9KT a 158Xe.
- 5. Způsob podle nároku 1, vyznačující se tím, že radioaktivní vplyny obsahují alespoň jeden člen ze skupiny zahrnující Rb, 89Rb a ”8C.
- 6. Způsob podle nároku 1, vyznačující se tím, že první zpožďovací nádrž má rozměry pro udržování laminárního proudění první zpoždovací nádrží o rychlosti 1 až 5 cfta.
- 7. Způsob podle nároku 1, vyznačující se tím, že doba prodlení je zvolena aby souhlasila s vrcholnou celkovou koncentrací částeček radionuklidů měřenou monitorovacím prostředkem vzduchem nesených radioaktivních částeček.
- 8. Zařízení pro monitorování radioaktivity jaderného reaktoru mající vzorkovací linku pro vzorkování a dopravu úniku-11radioaktivních plynů z jaderného reaktoru, vyznačující se tím, že ve vzorkovací lince (12) je poproudově od jaderného reaktoru (18) uspořádána první zpoždovací nádrž (10) pro zadržení radioaktivních plynů po dostatečnou dobu pro rozpad na vzduchem nesené částečky radionuklidů schopné měření aktivity a obsahuje monitor (14) vzduchem nesených radioaktivních částeček poproudově od první zpožďovací nádrže (10).
- 9. Zařízení podle nároku 8, vyznačující se tím, že vzorkovací vlinka (12) vzorkuje plyny v blízkosti alespoň jednoho průniku (17) pohonu řídicí tyče a průniku (19) nástroje v jádru jaderného reaktoru.
- 10. Zařízení podle nároku 9, vyznačující se tím, že první zpožďovací nádrž (10) má rozměry k zajištění doby prodlení radioaktivní vh plynů souhlasné s vrcholovou celkovou koncentrací částic radionukleidu měřené monitorem (14) vzduchem nesených radioaktivních částic.
- 11. Zařízení podle nároku 9, vyznačující se tím, že první zpožďovací nádrž (10) je uspořádána svisle.
- 12. Zařízení podle nároku 8, vyznačující se tím, že obsahuje vzorkovací linku (24) pozadí přijímající vzduch ze zdroje (22) pozadí vnějšího vzhledem k nádobě (18) obsahující jaderný reaktor, vzorkovací linka (24) pozadí má zpoždovací nádrž (20) pozádí poproudově od zdroje (22) pozadí, zpoždovací nádrž (20) pov zádí má v podstatě stejnou velikost jako první zpoždovací nádrž (10), zpožďovací nádrž (20) pozadí je protiproudově umístěna a připojena k monitorovacímu prostředku (14) částeček a monitorovací prostředek (14) částeček je uzpůsoben pro srovnávání záření sdruženého se zpoždovací nádrží (20) pozadí se zářením sdruženým s první zpožďovací nádrží (10).
- 13. Zařízení podle nároku 12, vyznačující se tím, že první v v zpoždovací nádrž (10)a zpožďovací nádrž (20) pozadí jsou u svých výstupů spojeny ventilovým sekvenčním prostředkěm (26) pro umožnění, aby monitorovací prostředek (14) částeček vzorkoval a srovnával záření sdružené s první zpoždovací nádrží (10) a se zpožďovací nádrží (20) pozadí.
- 14. Zařízení podle nároku 13, vyznačující se tím, že obsahuje poplašný prostředek (28) pro vyvolání podmínky přepnutí, když vradioaktivita sdružená s první zpoždovací nádrží (10) podstatně překročí radioaktivitu sdruženou se zpožďovací nádrží (20) pozadí.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US08/032,579 US5345479A (en) | 1993-03-17 | 1993-03-17 | Sensitivity enhancement for airborne radioactivity monitoring system to detect reactor coolant leaks |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ58894A3 true CZ58894A3 (en) | 1994-10-19 |
Family
ID=21865682
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CZ94588A CZ58894A3 (en) | 1993-03-17 | 1994-03-15 | Method of detecting escape of radioactive gases from nuclear reactor and apparatus for making the same |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5345479A (cs) |
EP (1) | EP0616338A1 (cs) |
JP (1) | JPH06300849A (cs) |
KR (1) | KR940022591A (cs) |
CN (1) | CN1100835A (cs) |
BG (1) | BG98662A (cs) |
CZ (1) | CZ58894A3 (cs) |
HU (1) | HUT69215A (cs) |
TW (1) | TW258812B (cs) |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2697939B1 (fr) * | 1992-11-06 | 1995-02-24 | Electricite De France | Procédé et dispositif de détection de fuites de traversées de couvercle de cuve de réacteur nucléaire en fonctionnement. |
US5767777A (en) * | 1995-07-31 | 1998-06-16 | Gpu Nuclear, Inc. | Continuous air monitor alarm simulator and chart recorder simulator |
DE19612947C1 (de) * | 1996-04-01 | 1997-09-11 | Siemens Ag | Einrichtung und Verfahren zur Leckageerkennung |
CN101211674B (zh) * | 2006-12-30 | 2011-06-01 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 核反应堆冷却剂泵机械密封泄漏量异常的快速处理方法 |
US20120146798A1 (en) * | 2009-07-08 | 2012-06-14 | Michael Dziekan | Method of utilizing ionization chambers to detect radiation and aerosolized radioactive particles |
KR101026236B1 (ko) * | 2009-12-09 | 2011-03-31 | 한국원자력연구원 | 레이저유도 플라즈마 스펙트럼을 이용한 원자로 냉각수 누설 감지 시스템 및 방법 |
CN102426866B (zh) * | 2011-11-03 | 2014-03-26 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路压力边界泄漏监测方法和系统 |
US8946645B2 (en) * | 2012-01-30 | 2015-02-03 | Alexander De Volpi | Radiation-monitoring diagnostic hodoscope system for nuclear-power reactors |
CN103928068B (zh) * | 2013-01-14 | 2016-08-03 | 上海核工程研究设计院 | 定量测量压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的系统及方法 |
CN104182599B (zh) * | 2013-05-21 | 2017-03-29 | 环境保护部核与辐射安全中心 | 核电厂气载放射性物质源评估方法 |
JP6246075B2 (ja) * | 2014-06-04 | 2017-12-13 | 三菱電機株式会社 | 放射線モニタ |
CN104361916B (zh) * | 2014-09-19 | 2017-02-15 | 武汉海王核能装备工程有限公司 | 一种燃料元件破损典型核素监测仪 |
US9869637B2 (en) * | 2015-06-08 | 2018-01-16 | Raytheon Company | Radioactive anomaly detector |
CN106373623B (zh) * | 2016-09-23 | 2017-10-31 | 岭东核电有限公司 | 核电站反应堆余热排出系统泄漏的检测方法 |
CN107170496A (zh) * | 2017-06-21 | 2017-09-15 | 中国核动力研究设计院 | 核反应堆用气体湿度监控装置 |
CN111292863B (zh) * | 2020-02-20 | 2022-07-01 | 中国原子能科学研究院 | 用于池式反应堆的氚测量系统及测量方法 |
CN113571213B (zh) * | 2021-06-23 | 2024-03-22 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于辐照过程中镎靶件完整性的检测方法 |
CN116052912B (zh) * | 2023-04-03 | 2023-06-16 | 四川晟蔚智能科技有限公司 | 一种基于气溶胶输运分析的核泄漏检测方法及系统 |
Family Cites Families (24)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1201552A (fr) * | 1958-04-26 | 1960-01-04 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnements aux dispositifs de détection des ruptures de gaine dans les réacteurs atomiques |
DE1250021B (cs) * | 1959-01-20 | |||
US3523868A (en) * | 1968-01-26 | 1970-08-11 | Charles E Dady | Apparatus and method for monitoring fission products |
US3644172A (en) * | 1968-09-23 | 1972-02-22 | Westinghouse Electric Corp | System for determining leakage inside a reactor containment |
BE754220A (fr) * | 1969-08-08 | 1971-02-01 | Westinghouse Electric Corp | Reacteur nucleaire et en particulier methode de determination des pertes du systeme de refroidissement du dit reacteur |
US3621238A (en) * | 1970-09-10 | 1971-11-16 | Atomic Energy Commission | Gamma insensitive air monitor for radioactive gases |
DE2045895A1 (en) * | 1970-09-17 | 1972-03-23 | Kimmel H | Radioactivity contamination monitor - with compensation for interfering background radiation |
SE349887B (cs) * | 1971-02-10 | 1972-10-09 | Asea Atom Ab | |
US3721970A (en) * | 1971-10-06 | 1973-03-20 | Atomic Energy Commission | Alkali metal leak detector |
US3801441A (en) * | 1971-10-12 | 1974-04-02 | Transfer Systems | Failed nuclear reactor fuel detection apparatus |
BE794342A (fr) * | 1972-01-21 | 1973-07-19 | Westinghouse Electric Corp | Reacteur nucleaire a mecanismes a barre de commande |
US3888973A (en) * | 1972-10-24 | 1975-06-10 | Continental Can Co | Method of increasing the speed of chemical reaction between liquid and solid reactants using centrifugal force |
US3849655A (en) * | 1972-12-15 | 1974-11-19 | Combustion Eng | Light water reactor primary coolant leakage monitor |
US3890100A (en) * | 1973-09-28 | 1975-06-17 | Gen Electric | Gas conditioning and analyzing system |
US3961920A (en) * | 1974-01-24 | 1976-06-08 | Humphrey Gilbert | Gas adsorber cell test sampler |
US4092539A (en) * | 1976-07-23 | 1978-05-30 | General Electric Company | Radiation monitor |
DE2803440C2 (de) * | 1978-01-26 | 1983-11-10 | Gesellschaft für Strahlen- und Umweltforschung mbH, 8000 München | Gerät zum Messen der Radioaktivitätskonzentration in einem Gas mit einer Meßkammer und mit einem dieser vorgeschalteten Kompressor |
US4262203A (en) * | 1979-02-02 | 1981-04-14 | Overhoff Mario W | Alpha particle monitor |
US4659477A (en) * | 1982-08-16 | 1987-04-21 | Pedro B. Macedo | Fixation of anionic materials with a complexing agent |
US4663113A (en) * | 1983-06-20 | 1987-05-05 | Research Corporation | Reactor radioactive emission monitor |
US4680470A (en) * | 1983-12-27 | 1987-07-14 | Heald Jerry D | Method and apparatus for crack detection and characterization |
US4647425A (en) * | 1984-01-30 | 1987-03-03 | Westinghouse Electric Corp. | Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system |
US4820925A (en) * | 1987-03-23 | 1989-04-11 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Room air monitor for radioactive aerosols |
US4992232A (en) * | 1987-08-31 | 1991-02-12 | General Electric Company | Method to control N-16 radiation levels in steam phase BWRs |
-
1993
- 1993-03-17 US US08/032,579 patent/US5345479A/en not_active Expired - Fee Related
-
1994
- 1994-02-26 TW TW083101649A patent/TW258812B/zh active
- 1994-03-03 HU HU9400648A patent/HUT69215A/hu unknown
- 1994-03-11 EP EP94301746A patent/EP0616338A1/en not_active Withdrawn
- 1994-03-15 CZ CZ94588A patent/CZ58894A3/cs unknown
- 1994-03-16 KR KR1019940005167A patent/KR940022591A/ko not_active Application Discontinuation
- 1994-03-16 BG BG98662A patent/BG98662A/xx unknown
- 1994-03-16 CN CN94102935A patent/CN1100835A/zh active Pending
- 1994-03-17 JP JP6046995A patent/JPH06300849A/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BG98662A (en) | 1996-03-29 |
US5345479A (en) | 1994-09-06 |
TW258812B (cs) | 1995-10-01 |
KR940022591A (ko) | 1994-10-21 |
EP0616338A1 (en) | 1994-09-21 |
HUT69215A (en) | 1995-08-28 |
CN1100835A (zh) | 1995-03-29 |
JPH06300849A (ja) | 1994-10-28 |
HU9400648D0 (en) | 1994-05-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CZ58894A3 (en) | Method of detecting escape of radioactive gases from nuclear reactor and apparatus for making the same | |
Shaughnessy et al. | The radiochemical analysis of gaseous samples (RAGS) apparatus for nuclear diagnostics at the National Ignition Facility | |
US5028380A (en) | Method and device for the identification of leakiness in a neutron-capturing pencil of a nuclear reactor | |
Wren et al. | Modelling iodine behaviour using LIRIC 3.0 | |
McGuire et al. | Control of tritium in liquid-metal-cooled fast breeder reactors (LMFBRs) | |
Smith et al. | Fission-Product Monitoring in EBR-I, Mark IV | |
Dickinson et al. | Modifications to the INSPECT Model | |
Funke et al. | The reaction between iodine and silver under severe PWR accident conditions. An experimental parameter study | |
Holmes et al. | Sodium technology at EBR-II | |
Barton | GAS CHROMATOGRAPHIC SYSTEM FOR FFTF FAILED FUEL DETECTION AND LOCATION-STATE-OF-THE-ART REPORT | |
Vanslager | PROPOSED ANALYSIS AND INTERPRETATION OF THE FORT ST. VRAIN PLATEOUT PROBES. | |
Sheehan et al. | Differential measurement of low level HTO and HT leak rates | |
Ewig et al. | Multi-compartment iodine calculations with FIPLOC/IMPAIR | |
Routamo | Effect of hypoiodous acid volatility on the iodine source term in reactor accidents | |
Cripps et al. | Further assessment of the chemical modelling of iodine in IMPAIR 3 code using ACE/RTF data | |
Cooper et al. | Radiochemical measurement of diffusion in the cesium chloride-tin and barium-sodium systems | |
Ashmore et al. | Measurements of the radiolytic oxidation of aqueous CsI using a sparging apparatus | |
Koch et al. | Application of Rapid Fission Gas Analyses to an Off-Gas System Test | |
Karjunen et al. | Prevention of organic iodide formation in BWRs | |
Poletiko et al. | Parametric studies of radiolytic oxidation of iodide solutions with and without paint: comparison with code calculations | |
Evans et al. | Iodine volatilization from irradiated CsI solutions | |
Osetek et al. | Primary circuit iodine model addition to IMPAIR-3 | |
Gorbovitskaya et al. | The effect of temperature on radiolysis of iodide ion diluted aqueous solutions | |
Hellmann et al. | The reaction between iodine and organic coatings under severe PWR accident conditions. An experimental parameter study | |
Merilo | Overview of the acex project iodine work |