HUT69215A - Method to detect coolant leaks and radioactivity monitoring system of reactors - Google Patents
Method to detect coolant leaks and radioactivity monitoring system of reactors Download PDFInfo
- Publication number
- HUT69215A HUT69215A HU9400648A HU9400648A HUT69215A HU T69215 A HUT69215 A HU T69215A HU 9400648 A HU9400648 A HU 9400648A HU 9400648 A HU9400648 A HU 9400648A HU T69215 A HUT69215 A HU T69215A
- Authority
- HU
- Hungary
- Prior art keywords
- delay
- radioactive
- radiation
- radioactivity
- detector
- 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
A találmány tárgya eljárás hűtőközeg szivárgásának észlelésére és rendszer radioaktivitás ellenőrzésére atomreaktorokhoz.
találmány tárgya különösen érzékenységfokozó készülékek alkalmazása, amik lehetővé teszik, hogy a levegő által hordott részecskéket észlelő sugárzásdetektorok könnyebben érzékeljék a hűtőközeg szivárgását.
Egy levegő által hordott részecskéket észlelő sugárzásdetektort lehet alkalmazni atomreaktorok hűtőközege szivárgásának észlelésére úgy, hogy ez a sugárzásdetektor méri a szivárgás által létrehozott és a levegő által hordott részecskék radioaktivitását. Az ismert sugárzásdetektoroknál problémát jelent azonban a radioaktív részecskék nehezen számszerűsíthető vesztesége, ami bekövetkezik mind a szivárgás helyén, mind - a veszteségek következtében - a szivárgás helye és az észlelési hely közötti mintavételi vezetékben.
Atomreaktorok hűtőközegének szivárgásakor a gázalakú radioaktív nuklidok közel 100%-a a levegőbe kerül és a mintavételi vezetékben minimális a lerakodási veszteség. A levegő által hordott gázok radioaktivitását észlelő sugárzásdetektorok érzékenysége viszont jóval kisebb, mint a levegő által hordott részecskéket észlelő sugárzásdetektoroké, mivel a gázérzékelő sugárzásdetektor csak a mintavételi kamrában lévő, a sugárzásdetektor által megfigyelt gázmennyiségre reagál. A részecskeérzékelő sugárzásdetektor viszont azokra a radioaktív részecskékre reagál, amik egy kiterjesztett időtartam alatt egy szűrőn összegyűltek. A részecskeérzékelő sugárzásdetektorok érzékenységének a gázérzékelő sugárzásdetektorok érzékenységéhez viszonyított aránya 10 000 nagyságrendű.
Összefoglalva, atomreaktor hűtőközege szivárgásának észlelésekor mind a részecskeérzékelő sugárzásdetektornak, mind a gázérzékelő sugárzásdetektornak komoly hátrányai vannak. A részecskeérzékelő sugárzásdetektornál a részecskék aktivitásának nehezen veszteségei jelentkeznek mind a szivárgás helyén, mind lerakodásból következőleg a mintavételi vezeték falain.
gázérzékelő sugárzásdetektor érzékenysége részecskeérzékelő sugárzásdetektor érzékenységéhez képest nagyon alacsony.
A 4,820,925 sz.
amerikai egyesült államokbeli szabadalom ismertet egy helyiséglevegő sugárzásdetektort radioaktív aeroszolok észlelésére. Ebben a sugárzásdetektorban egy szűrőrendszert alkalmaznak szuszpendált részecskék sugárzásdetektorhoz.
Ezeknek részecskéknek radioaktivitását a készülék detektor-előerősítő kombinációja észleli és vizsgálja. Ezt a készüléket önmagában nem lehet egy atomerőműből távozó gázalakú radioaktív nuklidok által létrehozott radioaktivitás vizsgálatára alkalmazni.
Annak ellenére, hogy az előbb leírt készülék rendelkezésre áll, mégis szükség van egy megbízható eljárásra atomreaktor hűtőközegének szivárgásából eredő, levegő által hordott radioaktivitás méréséhez.
Találmányunk célja eljárás a radioaktív nemesgázok radioaktív leányelem részecskékre történő bomlásával járó sugárzás mérésére.
Találmányunk további célja ennek a mérésnek részecskeérzékelő sugárzásdetektorral történő elvégzése.
Találmányunk még további célja minden mért sugárzás összehasonlítása a háttérsugárzással.
Találmányunk ismét további célja olyan eszköz kialakítása, ami lehetővé teszi, hogy a radioaktív nemesgázoknak radioaktív leányelem részecskékre történő bomlásához elegendő idő álljon rendelkezésre és így a részecskeérzékelő sugárzásdetektort hatékonyan lehessen használni.
Ezt a feladatot a találmány értelmében úgy oldjuk meg, hogy az eljárás során egy mintavételi vezetéket alkalmazunk az atomreaktorból szivárgó radioaktív gázokból való mintavételre. Ebben a mintavételi vezetékben áramlási irányban az atomreaktor után egy késleltető tartályt alkalmazunk. Ez a késleltető tartály akkora, hogy a radioaktív gázok elegendő ideig tartózkodhatnak benne ahhoz, hogy a radioaktív gázok lebomoljanak radioaktív nuklid részecskékké. A mintavételi vezetékben áramlási irányban a késleltető tartály után a levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektort helyezünk el és a radioaktív nuklid részecskékkel járó radioaktivitást a levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektorral mérjük.
Az eljárás egy további lépése során előnyös módon az előző lépésben mért radioaktivitást összehasonlítjuk egy megengedett radioaktivitással és ha a mért radioaktivitás jelentősen meghaladja a megengedett radioaktivitást, akkor riasztóeszközöket működtetünk.
Az eljárás egyik előnyös foganatosítási módja során az összehasonlításhoz egy háttérsugárzási mintavételi vezetéket alkalmazunk, ami áramlási irányban sugárzásdetektor előtt tartalmaz egy háttérsugárzási késleltető tartályt. A háttérsugárzási késleltető tartály lényegében ugyanakkora, mint az első késleltető tartály. Megengedett radioaktivitásnak a háttérsugárzási késleltető tartálynak a részecskeérzékelő sugárzásdetektor által észlelt radioaktivitását tekintjük.
A feladatot a rendszer tekintetében úgy oldjuk meg, hogy az atomreaktorokhoz szolgáló, radioaktivitást ellenőrző rendszer tartalmaz egy mintavételi vezetéket az atomreaktorból szivárgó radioaktív gázokból történő mintavételhez és ezeknek a gázoknak a szállításához. Ebben a mintavételi vezetékben áramlási irányban az atomreaktor után egy késleltető tartály van. Ez a késleltető tartály akkora, hogy a radioaktív gázok elegendő ideig tartózkodhatnak benne ahhoz, hogy a radioaktív gázok lebomoljanak levegő által hordott radioaktív nuklid részecskékké, hogy ennek alapján a radioaktivitást mérni lehessen. A rendszer tartalmaz továbbá áramlási irányban a késleltető tartály után elhelyezett, a levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektort.
A mintavételi | vezeték előnyös módon legalább a |
szabályzórúd-haj tások | egyik benyúlási helyének és az aktív |
zónában elhelyezett | (in-core) detektorok egyik benyúlási |
helyének közelében vesz gázmintákat.
Az első késleltető tartály előnyös módon akkora, hogy a radioaktív gáz ott-tartózkodási ideje megfelel a radioaktív nuklid részecskék levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektorral mért teljes csúcskoncentráció j ának.
Az atomreaktorokhoz szolgáló, radioaktivitást ellenőrző rendszer előnyös módon tartalmaz továbbá egy háttérsugárzási mintavételi vezetéket, ami az atomreaktor biztonsági tartályához képest külső háttérforrásból kap levegőt. Ez a mintavételi vezeték áramlási irányban a háttérforrás után tartalmaz egy háttérsugárzási késleltető tartályt. Ez a háttérsugárzási késleltető tartály lényegében ugyanakkora, mint az első késleltető tartály. A háttérsugárzási késleltető tartály áramlási irányban a részecskeérzékelő sugárzásdetektor előtt van elhelyezve és ahhoz van kapcsolva. A részecskeérzékelő sugárzásdetektor a háttérsugárzási késleltető tartállyal kapcsolatos sugárzást összehasonlítja az első késleltető tartállyal kapcsolatos sugárzással.
Az első késleltető tartály és a második késleltető tartály kimenőnyílása előnyös módon rá van kötve szelepek sorrendvezérlésére szolgáló eszközre, ami lehetővé teszi, hogy a részecskeérzékelő sugárzásdetektor az első késleltető tartálynál és a háttérsugárzási késleltető tartálynál mintát vegyen és a sugárzásokat összehasonlítsa.
A rendszer előnyös módon tartalmaz továbbá riasztó eszközöket, amik zavarhelyzetben - amikoris az első késleltető tartálynál észlelt radioaktivitás jelentősen meghaladja a háttérsugárzási késleltető tartálynál észlelt radioaktivitást - riasztanak.
Találmányunkat annak példaképpen! kiviteli alakjai kapcsán ismertetjük részletesebben ábráink segítségével, amelyek közül az
1. ábra egy grafikon, ami a levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektornál fennálló
• «
radioaktivitást a késleltetési idő függvényében ábrázolja, annak feltételezésével, hogy a részecskeveszteség az atomreaktorból távozó radioaktív gázok kilépési pontján 100 %, a
2. ábra egy grafikon, ami a levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektornál fennálló radioaktivitást a késleltetési idő függvényében ábrázolja, annak feltételezésével, hogy a részecskeveszteség 75 %, vagyis a szivárgási ponttól a radioaktív részecskék 25 %-a jut el a sugárzásdetektorhoz, a
3. ábra egy atomreaktor vázlatos ábrázolása, ami tartalmaz egy mintavételi vezetéket, egy késleltető tartályt és egy háttérsugárzási késleltető tartályt, valamint a találmány egy előnyös kiviteli alakja szerinti, levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektort.
A működő atomreaktorban a nemesgázok radioaktív hasadási termékei, így 88Kr 89Kr és 138Xe könnyen megszöknek a fűtőanyag üzemzavaroknál és a reaktor hűtőközege radioaktivitásának jelentős részét képezik. Ha az atomreaktorból hűtőközeg szivárog, például a szabályzórúdhajtás fedelének tömítésénél, a szabályzórúd-hajtásnak a reaktorfejbe való benyúlási helyén és az aktív zónában elhelyezett (in-core) detektoroknál a reaktoredény alján, akkor ezek a gázalakú aktivitások a szivárgási területen közel 100 %-ban a levegőbe kerülnek (0 % veszteség) . Ezek a nemes gázok radioaktív alkáli nuklidokra, így 88Rb-ra, 89Rb -ra és 138Cs-ra bomlanak le. Ezek a folyamatok a következők:
88Kr | B- | > | 88Rb | B- | > 88Sr(Stabil) | |||
Tl/2 | = 2.84h | Tl/2 | = 17.7m | |||||
89Kr | Tl/2 | B- = 3.16m | > | 89Rb | Tl/2 | B- = 15.4m | > | 89Sr (Tl/2 = 50nap) |
138Xe | B- | > | 138Cs | B- | Ba(Stabil) | |||
Tl/2 | = 14.1 | Tl/2 | = 32.2m |
Vannak más gázalakú radioaktív nuklidok is, amik alkáli elemekre bomlanak le. Tipikusan azonban vagy túl hosszú a felezési idejük vagy a leányelem stabil.
Az atomreaktor hűtőközegében állandósult állapotban a radioaktív alkáli leányelemek radioaktivitási szintjei tipikusan azonosak a nemesgáz anyaelem radioaktív nuklidok radioaktivitási szintjeivel,
Becquerel (Bq) pro térfogategységben (dezintegráció pro másodperc pro térfogategység) kifejezve mivel a fenti radioaktív nuklidok felezési idői rövidek a demineralizálóban történő eltávolításuk vagy a térfogatszabályozó tartály gázterébe való távozásuk idejéhez képest. A rövid felezési idejű radioaktív alkáli nuklidok közvetlen távozása a fűtőanyagszivárgásokból kicsi.
Hűtőközeg szivárgásakor mind a nemesgázok, mind az alkáli radioaktív nuklidok a szivárgási térbe távoznak. A radioaktív nemesgázoknak közel 100 %-a a szivárgást körülvevő levegőbe távozik. Az alkáli radioaktív nuklidok potenciálisan nehezen számszerűsíthető frakciója szállítható, levegő által hordott részecskéket képez, míg a maradék lerakodik a szivárgási hely közelében. Egy mintavételi vezeték, ami a szivárgás helyénél levegőmintát szív be, a nemesgázoknak lényegében a 100 %-át a sugárzásdetektorhoz szállítja, míg a részecskékben lévő alkáli radioaktív nuklidok jelentős és nehezen számszerűsíthető frakciója elvész a mintavételi vezeték falain és nem éri el a sugárzásdetektort.
Amint ezt korábban megállapítottuk, a gázérzékelő sugárzásdetektorok érzékenysége sokkal kisebb, mint a részecskeérzékelő sugárzásdetektoroké és a részecskéknek jelentős és nehezen számszerűsíthető veszteségeik vannak.
A találmány értelmében egy 12 mintavételi vezeték végénél, közvetlenül egy, a levegő által hordott részecskéket észlelő 14 sugárzásdetektor előtt egy késleltető 10 tartály van elhelyezve, amint ez a 3.ábrán látható. A késleltető 10 tartályban a nemesgáz radioaktív nuklidok - amik a szivárgásból távozva kis veszteséget szenvedtek - le tudnak bomlani alkáli radioaktív nuklidokra, amik - eredetileg töltött ionokként - könnyen hozzátapadnak a levegőben mindig jelenlévő - bármilyen - részecskéhez. Ezeket a részecskéken lévő alkáli radioaktív nuklidokat ezután nagy érzékenységgel lehet mérni. Mindegyik radioaktív nuklid mennyisége számítható és az optimális késleltetési idő kiszámítható.
A 88Rb-má bomló 88Kr egyenletei a következők:
dt
dt
ahol:
άΝθθΚΓ
------- = 88Kr koncentrációváltozási sebessége dt ^88k ~ 88Kr koncentrációja λ83κ = bomlási állandó 88Kr-ra = In 2 /88Kr felezési ideje dNoq ööRb ------- = 88Rb koncentrációváltozási sebessége dt N88Rb = 88r8 koncentrációja ^88Rb = bomlási állandó 88Rb-ra = In 2 /88Rb felezési ideje
Azonos egyenletek. - más együtthatókkal - vonatkoznak 88Kr-nek 8^Rb-má és ^-38Xe-nek ^88Cs-má való lebomlására.
A 88Rb -nak a bomlási sebessége a bomlási állandónak és a 88Rb koncentrációjának a szorzata:
Becquerel _ dezintegráció/sec térfogategység térfogatégység
_____Atom____ térfogategység
Ezek az egyenletek megoldhatók, ha a kezdeti koncentráció nulla időpontra mindegyik radioaktív nuklidnál ismert.
Ha az atomreaktor hűtőközege állandósult állapotban van, akkor a 88Kr nemesgáz anyaelem és a 88Rb leányelem Bq/térfogategység radioaktivitása lényegében egyenlő. Ha a találmányt nem alkalmazzák, akkor a 88Rb jelentős frakciója a szivárgás helyén és a mintavételi vezetékben, még a késleltető tartályba vagy a részecskeérzékelő sugárzásdetektorba való belépés előtt elvész.
• 4 · ·« *····· * · 4 · 4 9·· φ · *·« *««9 • 4 · · · ··
44·«··· · · » ♦ ···
Ismertetünk egy példát, ami mutatja a késleltető tartály előnyét. Ebben a példában a nemesgázok koncentrációja a hűtőközeg szivárgási helyét körülvevő levegőben:
88Kr 66 Bq/m3 89Kr 66 Bq/m3 138Xe 198 Bq/m3
Összesen 330 Bq/m3
Ha a szivárgási helyen és mintavételi vezetékben bekövetkezett veszteségek következtében egyik radioaktív nuklid részecske sem éri el a sugárzásdetektor helyét, akkor a részecskék radioaktivitása a részecskeérzékelő sugárzásdetektornál a jelen találmány nélkül nulla.
Az 1.ábrán látható a részecskék radioaktivitásának koncentrációja, ha a jelen találmányt alkalmazzuk. A görbék mutatják a Bq/m3-ben kifejezett radioaktivitást a késleltetési idő függvényében. A 4 jelű görbe a 33Rb, 3^Rb és l33Cs által adott összes Bq/m3. Az 1 jelű görbe 33Rb-ra, a 2 jelű görbe 39Rb-ra és a 3 jelű görbe ^33Cs-ra vonatkozik. A teljes részecske radioaktivitás 30 perc alatt nő meg a kezdeti nulláról 90 Bq/m3 fölé. Ez jelentős frakciója a kezdeti gáz radioaktivitásának, bár a távozott gázzal kezdetben egyensúlyban volt összes részecskét elveszettnek tekintjük, vagy a szivárgás helyén és/vagy a mintavételi vezetékben a késleltető 10 tartály előtt. így az l.ábra a legrosszabb esetet ábrázolja.
Kedvezőbb az az eset, amelyben az atomreaktor hűtőközegéből származó alkáli radioaktív nuklidok 50 %-a szállítható részecskéket képez (50 % elvész a szivárgás
4« közelében) és ezek 50 %-a eljut a mintavételi vezeték sugárzásdetektor-oldali végéhez (további 50 % veszteség). Ha az alkáli radioaktív nuklidok az atomreaktoron belül a hűtőközegben nemesgáz anyaelemeikkel egyensúlyban vannak, akkor a részecskék koncentrációja a késleltetés nélküli sugárzásdetektornál:
330 Bq/m3* 0,5* 0, 5 = 82,5 Bq m3
Ez kevesebb, mint az előző példában, ahol közel optimális késleltető tartályt alkalmaztunk és a kezdeti részecskék 100 %-a elveszett.
A 2.ábrán látható a sugárzásdetektornál fennálló részecskekoncentráció, ha az 50 %-szor 50 %-os veszteségű példában késleltető tartályt alkalmazunk. Ebben az esetben kb. 20 perc késleltetéssel a teljes részecskekoncentráció csúcsot ér el kb. 130 Bq/m3-nél, ami jelentős nyereség.
A találmány nagyon jelentős előnye, hogy nem azon alapszik, hogy a szivárgásnál nem-gázalakú alkáli radioaktív nuklidok távoznak, szállítható részecskéket képeznek és ezeket a részecskéket jelentős veszteség nélkül a sugárzásdetektorhoz szállítjuk. Az 1.ábrán látható egy késleltető tartállyal és a késleltető tartály előtt 100 %-os részecskeveszteséggel magasabb részecskeszint kapható, mint elfogadható, de nehezen verifikálható részecskeveszteséggel és késleltető tartály nélkül. Ha késleltető tartályt alkalmazunk, akkor a 2. példában a részecskekoncentráció növekszik.
*4 **·
- 13 Jelentős nyereségeket lehet elérni rövidebb késleltetési időkkel. Άζ 1.ábrán egy 6 perces késleltetés több mint 40 Bq/m^-t eredményezett, ha a részecskeveszteség 100 % volt.
A 3.ábrán látható a találmány alkalmazása atomreaktor hűtőközege szivárgásainak észlelésére. A 12 mintavételi vezetékbe egy késleltető 10 tartály van beiktatva áramlási irányban a 18 atomreaktor után, a fűtőanyagfeltöltő üregen és a 20 sugárzásvédelmen kívül, közvetlenül a részecskeérzékelő 14 sugárzásdetektor előtt.
Működés közben a 18 atomreaktoron, például a szabályzórúd-hajtás 17 benyúlási helyein vagy az aktív zónában elhelyezett detektorok 19 benyúlási helyein bekövetkező 16 gázszivárgás radioaktív nemesgázokat, így ^Kr-t, θ^ΚΓ-t és 138χβ-ί bocsát ki, amik a 12 mintavételi vezetéken át a késleltető 10 tartályba jutnak. A késleltető tartály akkora, hogy a radioaktív gázok elegendő ideig tartózkodhatnak benne, hogy radioaktív nuklid részecskékké, így θθΚΓ, ^^Kr és ^2^Xe alkáli leányelemekké bomoljanak le. A gázkibocsátás idején ezek a nemesgázok egyensúlyban vannak alkáli leányelemeikkel, de a gáznak közel 100 %-a a mintavételi vezetékbe és a késleltető tartályba kerül, míg az alkáli leányelemek nagy része - mivel részecske alakban vannak - a szivárgás helyén két jelenség következtében elvész. Egyrészt sok, ilyen elemeket tartalmazó részecske kihullik a szivárgási ponton és nem jut el a mintavételi vezetéken át a részecskeérzékelő sugárzásdetektorhoz. Másrészt más radioaktív leányelem részecskék lerakodnak a 12 mintavételi vezeték falain, tehát sohasem jutnak el a részecskeérzékelő sugárzásdetektorhoz, amint ezt korábban leírtuk.
A késleltető 10 tartály méretei az adott alkalmazás konkrét körülményeitől függenek.
A gyakorlatban azonban a késleltető 10 tartály maximális nagyságát perc benttartózkodási időre méretezzük, tekintettel az ekkora tartály előállítási költségeire és helyigényére. Még gyakorlatibb alkalmazásokhoz előnyös a 3...9 perc benttartózkodási időt lehetővé tevő késleltető tartály. Amint ez a 3.ábrán látható, a késleltető 10 tartályt függőlegesen kell elhelyezni, hogy a lerakodó radioaktív részecskék mennyisége minimális lehessen. A 3.ábrán az is látható, hogy a késleltető 10 tartályt a részecskeérzékelő 14 sugárzásdetektor felett kell elhelyezni, hogy a részecskék könnyebben a részecskeérzékelő 14 sugárzásdetektorhoz jussanak és az jobban tudja észlelni őket. Ezenkívül a késleltető 10 tartályt úgy kell kialakítani, hogy beömlőnyílásánál lamináris áramlást tartsunk fent és a turbulenciát minimalizáljuk. A beömlőnyílásnak elég nagynak kell lennie ahhoz, hogy a lerakodási veszteségek a késleltető 10 tartály belső felületein minimálisak legyenek.
A találmány egyik előnyös kiviteli alakja a 3.ábrán láthatóan tartalmaz egy háttérmintavételi 21 tartályt, ami egy háttérmintavételi 24 vezetéken át 22 háttérmintát kap. Ez a háttérmintavételi 21 tartály kapcsolódik a késleltető 10 tartályhoz egy szelepsorrendvezérlő 26 készüléken át, aminek a kialakítása lehetővé teszi, hogy a részecskeérzékelő 14 sugárzásdetektor jelezze, ha a késleltető 10 tartály sugárzása által előidézett radioaktivitás jelentősen meghaladja a háttérmintavételi 21 tartálynál mért radioaktivitást. A késleltető tartályban a radioaktivitási szinteknek eléggé magasaknak kell leniök, hogy 4 szigma statisztikával mérhetők legyenek. Általában a késleltető 10 tartálynál lévő sugárzás 10 %-os növekedése a háttérsugárzáshoz képest elegendő annak jelzésére, hogy üzemzavari állapot következett be és megfelelő helyesbítő intézkedéseket kell hozni. Ez történhet egy alkalmas 28 riasztókészülékkel, ami nem képezi a találmány részét és az adott szakterületen járatos szakemberek által jól ismert.
A találmánynak ugyan sajátos kiviteli alakjait írtuk le részletesen, az adott szakterületen járatos szakemberek számára azonban nyilvánvaló, hogy a leírás általános megállapításai értelmében a találmánynak különböző módosításai és változatai lehetnek. Ennek megfelelően az ismertetett konkrét elrendezések csak példaként szolgálnak és nem korlátozzák a találmány terjedelmét, amit teljességében a mellékelt igénypontok és határoznak meg.
Claims (14)
- Eljárás hűtőközeg szivárgásának észlelésére atomreaktorhoz azzal jellemezve, hogy annak során egy mintavételi vezetéket alkalmazunk az atomreaktorból szivárgó radioaktív gázokból való mintavételre; ebben a mintavételi vezetékben áramlási irányban az atomreaktor után egy tartályt alkalmazunk; ez a késleltető tartály benne ahhoz, hogy a radioaktív gázok lebomoljanak radioaktív nuklid részecskékké;a mintavételi vezetékben áramlási radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektort helyezünk el és a radioaktív nuklid részecskékkel járó radioaktivitást a sugárzásdetektorral mérjük.
- 2. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy egy további lépése során az előző lépésben mért radioaktivitást összehasonlítjuk egy megengedett radioaktivitással és ha a mért radioaktivitás jelentősen meghaladj a megengedett radioaktivitást, akkor riasztóeszközöket működtetünk.
- 3. A 2. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy az összehasonlításhoz egy háttérsugárzási mintavételi vezetéket alkalmazunk, ami áramlási irányban részecskeérzékelő sugárzásdetektor előtt tartalmaz egy háttérsugárzási késleltető tartályt; a háttérsugárzási késleltető tartály lényegében ugyanakkora, mint az első késleltető tartály; megengedett radioaktivitásnak a háttérsugárzási késleltető tartálynak a részecskeérzékelő sugárzásdetektor észlelt radioaktivitását tekintjük.
- 4. Az 1.igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a radioaktív gázok legalább egyike θθΚΓ, θ^ΚΓ vagy 13θΧθ.
- 5. A 4.igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a radioaktív nuklid részecskék legalább egyike 88rL·, 8^Rb vagy 138Cs.
- 6. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy az első késleltető tartály úgy van méretezve, hogy az első késleltető tartályban 1,7...8,5 m^/perc (1...5 cfm) gázáramlási sebesség esetén az áramlás lamináris.
- 7. Az 1.igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a benttartózkodási idő úgy van megválasztva, hogy megfelel a radioaktív nuklid részecskék levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektorral mért teljes csúcskoncentrációjának.
- 8. Rendszer radioaktivitás ellenőrzésére atomreaktorokhoz, ami tartalmaz egy mintavételi vezetéket (12) az atomreaktorból (18) szivárgó radioaktív gázokból történő mintavételhez és ezeknek a gázoknak a szállításához, azzal jellemezve, hogy a mintavételi vezetékben (12) áramlási irányban az atomreaktor (18) után egy késleltető tartály van (10), ami a radioaktív gázokat elegendő ideig tartja magában ahhoz, hogy a radioaktív gázok lebomoljanak levegő által hordott radioaktív nuklid részecskékké, amiknek alapján a radioaktivitást mérni lehet; a rendszer tartalmaz továbbá egy, áramlási irányban a késleltető tartály (10) után elhelyezett, a levegő által hordott radioaktív részecskéket észlelő sugárzásdetektort (14).
- 9. A 8.igénypont szerinti rendszer azzal jellemezve, hogy mintavételi vezeték (12) legalább a szabályzórúd-hajtások egyik benyúlási helyének (17) és az aktív zónában elhelyezett (in-core) detektorok egyik benyúlási helyének (19) közelében vesz gázmintákat.
- 10. A 9.igénypont szerinti rendszer azzal jellemezve, hogy az első késleltető tartály (10) előnyös módon akkora, hogy a radioaktív gáz ott-tartózkodási ideje megfelel a radioaktív nuklid részecskék levegő által részecskéket észlelő sugárzásdetektorral csúcskoncéntrációj ának.
- 11. A 9.igénypont szerinti rendszer hordott radioaktív (14) mért teljes azzal jellemezve, függőlegesen van elhelyezve.
- 12. A 8.igénypont szerinti rendszer azzal jellemezve, hogy tartalmaz továbbá egy háttérsugárzási mintavételi vezetéket (24), ami az atomreaktor biztonsági tartályához képest külső háttérforrásból (22) kap levegőt és ami áramlási irányban a háttérforrás (22) után tartalmaz egy háttérsugárzási késleltető tartályt (21); ez a háttérsugárzási késleltető tartály (21) lényegében ugyanakkora, mint az első tartály tartály (10) és ez a háttérsugárzási késleltető (21) áramlási sugárzásdetektor van elhelyezve és ahhoz van kapcsolva; a háttérsugárzási (14) a sugárzást összehasonlítja az első késleltető tartálynál (10) fellépő sugárzással.
- 13. A 12.igénypont szerinti rendszer azzal jellemezve, hogy az első késleltető tartály (10) és a második késleltető tartály (21) kimenőnyílása előnyös módon rá van kötve egy szelepsorrendvezérlő készülékre (26), ami lehetővé teszi, hogy a részecskeérzékelő sugárzásdetektor (14) az első késleltető tartálynál (10) és a háttérsugárzási késleltető tartálynál (21) mintát vegyen és a sugárzásokat összehasonlítsa.
- 14. A 13.igénypont szerinti rendszer azzal jellemezve, hogy tartalmaz továbbá riasztókészüléket, ami zavarhelyzetben amikoris az első késleltető tartálynál (10) észlelt radioaktivitás jelentősen meghaladja a háttérsugárzási késleltető tartálynál (21) észlelt radioaktivitást - riaszt.
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 (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
HU9400648D0 HU9400648D0 (en) | 1994-05-30 |
HUT69215A true HUT69215A (en) | 1995-08-28 |
Family
ID=21865682
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
HU9400648A HUT69215A (en) | 1993-03-17 | 1994-03-03 | Method to detect coolant leaks and radioactivity monitoring system of reactors |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5345479A (hu) |
EP (1) | EP0616338A1 (hu) |
JP (1) | JPH06300849A (hu) |
KR (1) | KR940022591A (hu) |
CN (1) | CN1100835A (hu) |
BG (1) | BG98662A (hu) |
CZ (1) | CZ58894A3 (hu) |
HU (1) | HUT69215A (hu) |
TW (1) | TW258812B (hu) |
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 (hu) * | 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 (hu) * | 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 |
---|---|
JPH06300849A (ja) | 1994-10-28 |
TW258812B (hu) | 1995-10-01 |
KR940022591A (ko) | 1994-10-21 |
US5345479A (en) | 1994-09-06 |
CZ58894A3 (en) | 1994-10-19 |
CN1100835A (zh) | 1995-03-29 |
EP0616338A1 (en) | 1994-09-21 |
BG98662A (en) | 1996-03-29 |
HU9400648D0 (en) | 1994-05-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
HUT69215A (en) | Method to detect coolant leaks and radioactivity monitoring system of reactors | |
CN104934084B (zh) | 一种核电站燃料元件包壳破损监测方法及系统 | |
US3712850A (en) | Method for determining reactor coolant system leakage | |
US4305786A (en) | Shutdown reactivity meter system for nuclear fuel storage cells | |
Callihan et al. | Accidental radiation excursion at the Oak Ridge Y-12 plant-I | |
US3293434A (en) | Photoneutron monitor for detecting reactor fuel element failures | |
RU2622107C1 (ru) | Способ контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок | |
US3842283A (en) | Method for determining the proportion of broken particles in the fuel compacts employed in high temperature reactors | |
JP2001147289A (ja) | 燃料容器体系の臨界監視方法、監視装置及び燃料容器 | |
CN114720639B (zh) | 一回路冷却剂泄漏辐射监测系统及方法 | |
US5028380A (en) | Method and device for the identification of leakiness in a neutron-capturing pencil of a nuclear reactor | |
Kordas et al. | An online high sensitivity measurement system for transuranic aerosols | |
Tonoike et al. | Power profile evaluation of the jco precipitation vessel based on the record of the gamma-ray monitor | |
JP3120905B2 (ja) | 核燃料の未臨界監視法 | |
JP6110915B2 (ja) | 未臨界度を監視する方法 | |
Webb et al. | Effects of relative humidity, surface area and production route on hydrogen yields from water on the surface of plutonium dioxide | |
Champion et al. | VICNIS, a new safety-related radiation monitoring channel for checking vessel boundary integrity | |
Schmitzer et al. | The Aug 2008 Incident at the IAEA Safeguards Analytical Laboratory Involving a Small Quantity of Pu-240 | |
Reilly et al. | Processing and removal of the Three Mile Island makeup and purification system resins | |
Brunson et al. | Shift-register neutron-coincidence counting and the gray barrel problem | |
Böck et al. | Probabilistic safety analysis for the triga reactor vienna | |
Stewart et al. | Instrumentation and procedures for moisture corrections to passive neutron coincidence counting assays of bulk PuO 2 and MOX powders | |
JPS62293194A (ja) | 未臨界度の監視方法 | |
Larsson | Helium measuring system for on-line fuel and control rod integrity surveillance in BWRs | |
Eastman et al. | Radiation Monitoring-An Instrumentation System for Control of Radiation Hazards |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
DFD9 | Temporary prot. cancelled due to non-payment of fee |