核电站辐射测量技术 凌球郭兰英李冬馀编著 原子能出版社
前言 核科学技术经历了几十年的研究和发展,对人类做出了巨大贡献,核能发电就是其突出贡 献之 核能发电的主要应用是以核反应堆作电站的动力装置和舰艇的动力装置。例如核电站和 核潜艇 核电站与其他种类电站的主要差别是核反应堆运行中有核辐射发射,所以核电站设置有 许多核辐射测量系统,的是从中得到反应堆功率及其分布的信息、一些设备的完整性信息 核电站及其周围环境放射性水平的信息等。这些信息直接或间接地被用于保障反应堆安全运 行、工作人员辋射防护和核电站及其周围环境的保护。因此,核电站辐射测量技术与其他常规 核辐射测量技术在功能上有差别,例如,核电站的有些核辐射测量系统有联动功能(但不是闭 环控制)和三级报警功能。联动功能方面如提供紧急停堆信号给有关系统,该系统接到紧急停 堆信号后就使反应堆紧急停堆;又如提供废物停止排放信号,相应的排放阀门接到这个信号后 就关闭排放阀门,使不符合排放条件的废物停止排放,待处理后再排放;三级报警是指核辐射 测量系统设置有一定的阈值、高阈值和高高阈值,当测量结果超过相应阈值时,系统就发出视 听可以区别的超阈、超高阈、超高高阈报警信号。 本书在总结“核工程与核技术”专业和核电站工程技术人员培训教学和科研成果及实际从 事核电站辐射测量工作的基础上,紧密结合核电站至今仍在运用的一些与安全有关的核辐射 测量系统编写而成,以提供给“核工程与核技术”专业本科生、研究生和核电站从事核辐射测量 与辐射防护的工程技术人员作参考。作者也希望能为研制出更先进的数字化、小型化、一体 化核辐射测量仪器提供一些基本技术。 本书所介绍的核电站辐射测量系统同样可以用于核动力装置舰艇的核辐射测量。 在本书编著过程中,南华大学赵修良副教授帮助译阅过不少资料。责任编辑袁祖伟老师 给予了许多的帮助指导,在此对他们一并表示衷心的感谢! 该书是我国第一部专门讨论核电站辐射测量技术的书,由于编著者水平有限,书中缺点和 错误在所难免,敬请读者批评指正 编著者 2001年10月
目录 第一章核电站概述…… L.1裂变反应 1.2核电站动力装置 1.2.1-回路系统………… 1.2.2-回路辅助系统…… 112444 1.2.3二回路系统 1.2.4压水堆本体结构 1.3核电站的核辐射 13.1中子辐射… 1.3.2Y辐射…… 1.3.3放射性气体与气溶胶……… ………14 1.4核电站辐射测景技术的特点 参考文献 音垂。+丶· 第二章核辐射探测原理及探测方法………… ………16 2.1核辐射探测原理……… 2.1.1带电粒子的探测原理… 2.1.2X和γ射线的探测原理………………… 2.1.3中子的探测原理 2.2气体探测器 2.2.1电离室… 22.2正比计数管……… 2.2.3GM计数管 2.24气体探测器的工作特性… 2.3半导体探测器…… 23.1半导体探测器工作原理 2.3.2PN结型半导体探测器…………… 2.3.3锂漂移型半导体探测器… 23.4高纯锗(FPGe)探测器 2.4闪烁探测器 ·········· 2,4.1闪烁探测器的工作原理 24.2闪烁体………………………………………………… 2.4.3光电倍增管………… 2.4.4高压电源和分压器……… 2.5核辐射测量方法 251a、3放射性活度测量的小立体角法………… 25.2y射线能谱测量 2.5.3低水平放射性测量 参考文献…………………………………………5
第三章反应堆的核测量…… 3,I反应堆功率测量系 3.1.反应堆功率測量原理 3.1.2反应堆周期测量原理 3.1.3反应堆功率测量系统概述 3.1.4源量程测量通道… 1.5中间量程测量通道… 64 3.1.6功率量程测量通道 3.1.7反应堆功率测量系统测量的参量…………… 3.2堆芯中子通量密度测量系统 3.2.1堆芯中子通量密度测量系统的功能…… 3.2.2堆芯中子通量密度测量系统的组成和布局… 3.2.3机电设备 32.4中子探测器 32.5电子学设备 3.2.6堆芯屮子测量系统的工作方式 第四章核电站工艺辐射监测 4.1核裂变产生的核辐射 4.1.1裂变中子和裂变γ射线…… 4.1.2裂变产物及其辐射特性………… 4.2燃料元件包壳总破损辐射监测…… 4.2.1燃料元件棒中裂变产物的动力学方程 59%%9 4.2.2燃料元件包壳破损辐射监测的关键核素 4.2.3裂变产物由燃料元件包壳破损处向冷却剂的释放 4.2.4燃料元件包壳破损监测方法概述 103 4.2.5一回路冷却剂γ放射性的连续监测…………… 4.2.6一回路冷却剂放射性采样测量 06 4.2.7辐照后燃料元件包壳破损的啜漏检测 4.3蒸汽发生器泄漏监测………… 113 4.3.1蒸汽发生器排污系统排水的γ放射性监测……… …………II3 4.3.2蒸汽中1N的放射性测量 4.4·回路压力边界泄漏监测…………… 4.4.1安全壳内气溶胶总β放射性监测 119 4.4.2安全壳内空气中气载碘放射性监测 4.4.3安全壳内空气中情性气体放射性监测 4.44安全壳内空气中N的放射性测量 参考文献…………………… 第五章排出流辐射监测 5.1概述 900 5.2气态排出流辐射監测 5.2.1烟囱排气辐射监测…… 5.2.2凝汽器抽气排气辐射监测……………………
5.3液态排出流辐射测量 531概述…… 5.3.2采样及测量 ……………138 5.3.3校准技术 参考文献… 143 第六章区城辐射测量……… 144 6.1概述 …144 6.1.1区域辐射测量功能 【44 6.1.2区域辐射测量通道 ………………………144 6.1.3对区域辐射测量的要求………………………145 6.2区域Y辐射测量 6.2.1区域的划分… 145 622利用电离室探测器测量区域y放射性… 6.23利用GM计数管测量区域y放射性……… 624y放射性测量系统的校准技术 6.3区域中子剂量当量水平测量… 6.3.1区域中子剂量当量水平的连续测量 6.3.2场所区域中子剂量当量率的巡测……………… 6.3.3校准技术………… …………158 6.4区域空气辐射测量…… ………159 6.4.1放射性气溶胶的测量 6.4.2区域空气中放射性碘的测量… …………………162 6.4.3惰性气体放射性的测量… 164 6.4.43H和C的测量………… 6.4.5校准技术 参考文献 第七章核电站辐射实验室分析测量系统………… 7.1概述 72弱放射性总a、总β活度的测量…………… 7.2.1样品的采集 …………170 7.2.2样品的处理及制样 72.3实验室分析测量装置 ············· 172 7.2.4探测效率的刻度… 174 7.3Y核素比活度测量 7.3.1样品的采集 ……………174 7.3.2样品的处理 7.3.3Y射线谱仪… 7.3.4y锵仪的刻度 ……178 74特殊核素的测量 7.4.13H的测量 7.4.2sr的测量…… ,5探测环境条件及测量结果分析 Y90
7.5.1探测环境条件 75.2测量结果分析 附录A用于个人剂量计的剂量当量转换系数……… 附录B单位注量的周围剂量当量 参考文献… 第八章核电站个人剂量监测系统 199 8.1概述 82X、γ外照射个人剂量的测量… 9 8.2.1用热释光剂量计测量 8.22用胶片剂量计测量…… 8.2.3用辐射光致荧光玻璃剂量计测量……………………………·212 824用半导体探测器测量 213 83中子外照射个人剂量的测量… 8.3.1概述 83.2用组合式反散射中子剂量计测量 8.33用核乳胶快中子个人剂量计测量………… 6 参考文献 第九章表面沾污监测系统… 228 9.1概述 9.2现场地面、墙壁及设备的放射性表面沾污的测量………… 230 92.1直接测量 4,,中,中甲 92.2采样测量 93非一次性劳保用品表面沾污的测量……………………………236 9.3.1工作鞋的监测……… 237 93.2工作服的监测 238 94人体全身表面沾污的测量 94.1概述… ………239 9.4.2控制水平及仪器执行限值 239 94.3测量装置 240 9.4.4探测效率的测定 …………242 9.4.5测量技术
第一章核电站概述 核电站是利用原子核裂变反应过程中释放的核能来发电的。核能发电包括由核能转换为 热能,热能转换为机械能,机械能转换为电能的全过程。 核电站的动力装置是核反应堆。由此可以说用于动力或发电的反应堆简称为动力堆。动 力堆堆型主要有轻水堆、重水堆、气冷堆、快中子增殖堆等;轻水堆又包括压水堆和沸水堆。前 三类是热中子堆,即裂变反应主要由能量在0.0253eV附近的热中子引起。最后一类裂变反 应由能量在0.1MeV以上的快中子引起。 世界上大多数核电站是压水堆核电站。我国已投入运行的也都是压水堆核电站。在建的 除了秦山核电站两个700MW的重水堆机组以外也都是压水堆核电站。我国的压水堆核电 站将完全国产化和标准化。以下主要介绍压水堆核电站。为便于理解首先讨论裂变反应。 1.1裂变反应 1938年O.Hahn和F. Strassmann发现,在中子轰击下,铀等重核通常可以分裂成质量差 不多的两个原子核(称为裂变碎片);L. Neither提议称这种现象为核裂变。 裂变分为自发裂变和诱发裂变。反应堆内燃料核的核裂变为中子诱发的核裂变。能被热 中子诱发裂变的核素叫易裂变核,它们可用作核燃料。235U,Pu和3U等都是易裂变核。例 如235U的裂变反应 25U+bn-—3Ba+Kr+2n+E 每一次核裂变平均产生243个中子,释放出的裂变能E约有200MW。裂变能释放形式由 表11给出。 表1-135U的裂变能 释放形式 择放的能量/MeV 裂变碎片的动能 168 裂变产物的β射线 裂变产物的y射线 中微子 瞬发丫射线 裂变中子动能 总能量 由表1-1可以看出,绝大部分裂变能以裂变碎片的动能形式释放出来。裂变碎片的射程 很短,所以这部分能量几乎都在核燃料块内转化为热能。除了中微子可以不受阻碍地穿出堆 外把它的动能带走以外,裂变中子、B射线和Y射线基本上都将被堆内物质吸收,即它们的能
量几乎也都在堆内转化为热能。 若设以23U为燃料的反应堆平均热中子通量密度为g(1/cm2s),23U的热中子宏观裂变 截面为∑(l/cm),3U所占体积为V(cm3),每次裂变所放出的能量为∑s(MW·s),则反应 堆功率P(MW)为: 92sv∑ (1-1) 23U所占体积可由反应堆装料的2U质量m(g)求得V=,其中p为铀的密度(g:cm3), 将∑5=28.0cm-1,E5=200MeV,1W=6.243×102Mev/s代人,可得反应堆功率为P (Mw)的反应堆每天裂变次数(即裂变率)为 裂变率=P×100×8640=2.68×102P(裂变数|d) 200×1.60×1013 (1-2) 即功率为P(MW)的反应堆每天消耗268×102P个235U原子。再乘以3U的克原子量并除 以阿伏加德罗常数后,则换算成为每天需要进行裂变的3U(即燃耗率) 燃耗率≈2.68×1021P 602×103=1.05Pg (1-3) 这表明每天使1g2U裂变产生的热功率约为1MW。考虑到3U在反应堆内是以裂变和辐 射俘获两种方式消耗的,所以实际每天消耗的23U比上面这个值要大aJo倍,3U吸收热中 子的微观截面为σ。=σ1+σ;=578.8b,热中子微观裂变截面为σr=531.1b,故实际燃耗率 为1.05P×1.169=1.23Pg/d这种估算中没有考虑燃料中38U裂变的影响。 天然铀中235U的含量仅约占0.7%,其余大部分是8U238U吸收中子后经过两次9衰 变生成为易裂变的9Pu核 受U+hn→翌U2-翌Np2→谓P 38U称为可转换材料。 链式裂变反应可以在很短的时间内产生很多次核裂变,因而释放出巨大的能量,如果不加 以控制就会造成巨大的破坏力。人们对利用核能的装置即核反应堆采取了一些措施,在核裂 变的过程中,使上一代轰击燃料核的中子数目和下一代轰击燃料核的中子数目基本相等,即达 到一个临界状态。这时,由燃料核裂变反应所释放出来的核能基本稳定。因而,核电站反应堆 内的燃料核裂变为受控核裂变。 1.2核电站动力装置 不同类型反应堆的核电站,其动力回路不同。压水堆核电站动力装置主要由反应堆一次 冷却剂(水)回路(又称一回路)、二次汽、水回路(又称二回路)及其辅助系统组成。反应堆就是 由燃料核发生受控自持链式裂变反应释放能量的锅炉(又称核锅炉)。-次冷却剂(又称载热 剂)从核反应堆内带出裂变产生的热能。温度升高了的冷却剂在蒸汽发生器一次侧的U型传 热管内将热量传到U型管外二次侧的工质(水),完成核裂变能转换为热能的能量转换过程; 1b:1×10-2m2=1×10
二次侧的质(水)被加热蒸发为二回路的主蒸汽(饱和蒸汽),主蒸汽在汽轮机内膨胀作功,将 燕汽焓释放出的热能转换成汽轮机的转子转动的机楲能,这一过程为热能转换为机械能的能 量转换过程;汽轮机的旋转转子直接带动发电机的转∫旋转,使发电机发出电能,这就是机械 能转换为电能的能量转换过程。以上三种能量转换过程的后两种与常规的火电站的工艺过程 完全相同。压水堆核电站原理流程图由图1.1a)给出。 再热器 汽轮机 燕汽发生器 稳压器 dmea 反应堆 发电机 高压加热器凝器 给水泵 循环水梨 主泵 江河 凝水泵循环水回路 路系统 回路系统 熟汽发生器 主循环泵 压器 底部封头 反应堆 图1-1压水堆动力装置的回路系统 a)压水堆核电站原理流程图 b)由4个独亨的冷却坏路组成的叫路系统图
1.2.1一回路系统 现代大功率压水堆核电站动力装置的一回路系统(或称主回路系统)通常由2-4个独立 的对称并联连接在反应堆容器接管上的密封冷却环路组成〔见图1.1b)〕。每个冷却环路各有 台蒸汽发生器和一台冷却剂主循环泵和相应的管道、网门。几个环路共用一台稳压器。 回路内高温高压含硼水,由反应堆冷却剂主循环泵唧送,流经反应堆堆芯,冷却剂吸收了核燃 料裂变释放的热能,再流经蒸汽发生器内一次侧的传热管(一般为倒U型管),通过蒸汽发生 器传热管壁,将热能传给传热管外的蒸汽发生器内二回路系统的蒸汽发生器给水,使它变成蒸 汽;然后,再由主循环泵重新唧送至反应堆内。如此循环往复,构成一个密闭的循环回路。它 的主要作用是将一回路系统中带放射性物质的主要设备包在一起,以防止放射性物质向外扩 散。一回路系统及其主要辅助系统布置在安全壳内。核电站安全壳是一个低压密封容器 回路系统的压力由稳压器来控制。一回路设备与管道组成压力边界。 1.2.2一回路辅助系统 为了保证反应堆和一回路系统能正常运行及调节,并为一些重大事故提供必要的安全保 护及防止放射性物质扩散的措施,核电站还设置有一回路辅助系统。主要的辅助系统及其主 要功能简述如下。 化学和容积控制系统(简称化容系统)主要为反应堆冷却剂系统提供容积控制和化学控 制。容积控制是保持反应堆冷却剂系统内合适的水容积使稳压器水位按规定的水位—功率 程序变化。化学控制即加硼、除硼、调硼,以控制反应性。加氢抑制氧分解,加联氨除氧,加氢 氧化锂调pH值等,以保持一回路的水质。 安全注射系统是个安全设施,一旦核电站一回路系统设备或管道发生破损事故时,它就向 堆芯紧急注入高硼冷却水,防止堆芯因失水而造成烧毁事故。 核取样系统的作用是从一回路、一回路辅助系统及部分二冋路系统引取一些有放射性的 液体、气体样品进行化学和放射化学分析,监测一回路主、辅系统的运行状况,监督一回路水 质。以保证一回路系统安全运行,减少厂房内剂量。 设备冷却水系统是为核电站一回路主、辅系统接触放射性物质的设备和向核岛内所有冷 却器及热交换器提供冷却水。设备冷却水作为中间冷却水防止了海水的污染;硼和水补给系 统是为一回路主、辅系统贮存和供应用于反应性控制的硼酸和再生水;停堆冷却系统是将反应 堆停堆后的剩余热量带走,使堆芯冷却剂温度降低到允许温度。当一回路发生失水事故时可 作为安全注射系统的一部分;安全壳喷淋系统是在核电站发生失水事故或二回路主蒸汽管道 破裂事故时用来降低安全壳压力和温度,使放射性蒸汽凝结下来;去污清洗系统是对一回路 主、辅系统的放射性设备进行就地去污及为去污提供去污设施。 1.2.3二回路系统 二回路系统的主要功用是将蒸汽发生器中产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组作功发电。所 以核电站二回路丿房和火电站汽轮发电机厂房基本一样。二回路的主要设备和管路系统布置 在汽轮发电机厂房内。二回路由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器 除氧器等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后蒸发产生饱和燕汽,蒸汽进入汽轮机
