[發明專利]一種放射性水過濾器廢濾芯測量系統和方法

有效

• 申請號: 201811382392.7
• 申請日: 2018-11-20
• 公開（公告）號: CN109283568B
• 公開（公告）日: 2020-07-17
• 發明（設計）人: 魏學虎;孫陽陽;熊軍;陳小強;賈運倉;尹淑華;高耀毅
• 申請（專利權）人: 陽江核電有限公司;深圳中廣核工程設計有限公司
• 主分類號: G01T1/167
• 分類號: G01T1/167;G01T1/178;G01T1/36;G01T7/10
• 代理公司: 深圳市順天達專利商標代理有限公司 44217
• 代理人: 蔡曉紅;柯夏荷

本發明提供一種放射性水過濾器廢濾芯測量系統和方法，包括機械臺架帶動待測廢濾芯做三維運動；伽馬譜儀與被測廢濾芯中放射性核素釋放的γ射線相互作用,根據測量得到的待測廢濾芯各分段的全能峰計數率分析得到被測廢濾芯中各放射性核素分布及其總活度和活度占比；控制單元選定測點和規劃測量路徑、自動控制旋轉臺運動、可視化顯示測量結果；本發明實現對廢濾芯的分段和多點檢測，可獲得廢濾芯更為精確、更為詳細的伽馬譜型。為使核電廠能夠通過劑量率推算法更為準確的評估廢濾芯廢物桶中的放射性核素種類及活度，為保證測量人員的輻射安全、以滿足國家放射廢物處理處置相關要求提供了保障。

技術領域

本發明涉及核電廠放射性測量技術領域，對放射性水過濾器廢濾芯進行測量，尤其涉及一種放射性水過濾器廢濾芯伽馬譜測量方法及測量系統。

背景技術

核電作為一種安全可靠、清潔的能源，已成為電力工業的重要組成部分。目前，世界上應用比較普遍或具有良好發展前景的堆型，主要有壓水堆、沸水堆、重水堆、高溫氣冷堆和快中子堆。其中國內已運行核電站堆型包括壓水堆和重水堆，在建核電站中絕大部分為壓水堆型。壓水堆所使用的慢化劑和冷卻劑以及反應堆換料和乏燃料貯存過程中的屏蔽材料都為水；為保證反應堆事故條件下的安全注射和安全噴淋系統使用水，以及人員和設備去污也用到各種水溶液，所以核電站設置有多個放射性水處理系統，需要使用大量的水過濾器廢濾芯。放射性水過濾器廢濾芯主要用來去除以膠體形式存在于水中的腐蝕產物和懸浮的固體顆粒物，是保證核電站穩定運行的重要設備。

在核電廠運行過程中，放射性水過濾器廢濾芯持續過濾和凈化水中的腐蝕活化產物，廢濾芯中放射性核素活度濃度將不斷增加，在過濾器壓差達到一定條件時更換新的廢濾芯，更換下的廢濾芯作為放射廢物處理，經過水泥工藝固化到金屬桶后暫存，最終運往廢物處置場處理。對放射性廢濾芯的處理需要檢測其是否滿足中低放廢物的入庫條件要求以及國家制定相應措施。

放射性廢物活度測量常用的方法有計算法、劑量率推算法、關鍵核素(推算法)、直接測量法和無損檢測法(NDA)。由于廢濾芯通過取樣進行活度分析非常困難，放射性核素分布也不均勻，即使取樣也很難獲得有代表性的樣品，采用傳統的先取樣再用化學分析法進行檢測的做法，必然會帶來很大的誤差，因此，核電廠目前通常采用劑量率推算法和無損檢測法(NDA)得到廢濾芯廢物桶中放射性核素的種類及活度。但采用劑量率推算法時，該方法需要使用到廢濾芯經驗能譜，但目前核電廠采用的經驗能譜數據參考與目前國內在役核電廠中廢濾芯的實際伽馬能譜存在較大差異。因此，為進一步提交活度評估的準確性，需直接對水泥固化前的廢濾芯直接進行測量，研究確定廢濾芯的伽馬能譜型，即確定廢濾芯中放射性核素的種類及其活度占比，然后應用劑量率推算法確定廢濾芯中放射性核素及其活度。但現有技術的測量方法難免對周圍人員會造成不必要的輻射照射，不能保證人員輻射安全，并且對廢濾芯的檢測數據準確度不高，自動化程度低。所以急需尋求一種更加安全可靠且可進行精確測量的測量系統。

發明內容

本發明針對現有技術中所存在的測量精度不高以及安全性差的問題，提供了一種自動化程度高，可保證安全的前提下獲得廢濾芯更為精確和全面的檢測數據的放射性水過濾器廢濾芯測量系統和方法。

本發明就上述技術問題而提出的技術方案如下：一種放射性水過濾器廢濾芯測量系統,包括：機械臺架,包括用于帶動待測廢濾芯做三維運動的三維運動平臺；伽馬譜儀,包括與所述待測廢濾芯對應設置的準直器；安裝在所述準直器上的探測器；用于采集和處理所述探測器測量數據的數字化譜儀；以及用于解譜、無源效率刻度和核素活度反演后得到被測廢濾芯中各放射性核素分布及其總活度和活度占比的核素活度反演模塊；控制單元,連接所述伽馬譜儀和三維運動平臺,用于根據規劃的測量點和測量路徑，遠程自動控制三維運動平臺運動、以對所述待測廢濾芯的全段進行分段檢測,可視化顯示測量結果。