一種管道外非接觸式氣體活度濃度的探測方法研究

汪世軍，鄭國文，張　宇，雷　強，張　晶,,*，蔣　婧，龐洪超，駱志平，陳　凌

一種管道外非接觸式氣體活度濃度的探測方法研究

汪世軍1，鄭國文2，張宇1，雷強1，張晶1,2,*，蔣婧1，龐洪超2，駱志平2，陳凌2

（1. 生態環境部核與輻射安全中心，北京 100084；2. 中國原子能科學研究院，北京 102413）

核電廠運行期間向環境排放的放射性廢氣，是核電廠向環境排放放射性物質的主要途徑。核電廠放射性廢氣處理過程中的工藝監測和流出物監測數據，是判斷核電廠運行狀況的重要依據。本文介紹一種基于NaI（Tl）探測器的管道外非接觸式氣體活度濃度探測方法，通過晶體尺寸設計和屏蔽室設計實現133Xe的管道外非接觸式放射性廢氣的活度濃度測量，對于直徑80 mm管道內氣體的133Xe核素的最小可探測濃度為4.2×105Bq/m3，測量時間為30 s，廢氣中其他高能核素對測量的影響較小。

非接觸式探測；133Xe；活度濃度探測

核電廠運行期間產生的放射性廢氣，必須經過凈化處理后才能向環境排放，經過處理后的氣態流出物，是核電廠向環境排放放射性物質的主要途徑。因此，核電廠放射性廢氣處理系統的良好運行，是減少放射性核素向環境排放，從而減少核電廠對環境和公眾的輻射影響的重要保證；放射性廢氣處理過程中的工藝監測和流出物監測數據，是判斷系統運行狀況的重要依據[1]。

我國核電堆型較多，所采用的廢氣處理技術各不相同，廢氣處理工藝的組合較為復雜，工藝監測儀表性能要求等也不盡相同。在廢氣處理過程中需要監測的參數較多，廢氣處理系統中一般需要監測惰性氣體、放射性碘、3H、14C、氣溶膠等的活度濃度[2-4]，通常情況下，單一一種監測儀表很難實現全部放射性物質的監測，本研究僅以監測133Xe活度濃度為探測目標。

傳統方法測量放射性氣體活度濃度需要將被測量氣體從主管道引出，在離線測量腔中測量，測量完成后將氣體返回主管道[5,6]。這種離線測量方法要求被測氣體具有一定的壓頭，或者在取樣管路上增設取樣泵。由于被測氣體具有較高濕度或高溫，測量前必須除濕或降溫，這種測量方法對主管道內氣體的活度濃度測量具有一定的時間延遲，離線測量儀表安裝復雜，維修時也存在對工藝系統運行的影響。

嵌入式[7]活度測量探測方法是將探測器安裝在工藝設備或管道內，即探測器浸入工藝氣體，通過測量γ或b輻射來測量氣體的放射性活度濃度。這種測量方法探測器結構較為復雜，外殼容易被污染且不容易維修。

非接觸[8]式氣體活度濃度探測方法不需要引出被測氣體，探測器放置在被測工藝管道旁，適當增加屏蔽可以提高測量靈敏度，這種探測方法不僅響應時間短，而且能簡化設備安裝、調試和維護程序。

由于離線測量儀表和嵌入式測量儀表安裝復雜及檢修時存在對工藝系統運行的影響，研究開發非接觸式監測儀表就顯得非常必要。本研究結合近年來輻射監測儀表發展，根據CAP1400堆型相關數據，提出了非接觸式氣體活度濃度探測的在線監測方法，該方法具有測量儀器不接觸放射性廢氣，不會被放射性廢氣污染，儀表檢修時不影響廢氣系統的包容性和完整性，不干擾廢氣處理系統的正常運行等諸多優點。

1 研究方案

1.1　總體方案設計

針對廢氣處理系統，選取適當的工藝監測點位，研究采用NaI（Tl）能譜探測器進行管道外非接觸式133Xe氣體活度濃度的探測方法。樣機對于直徑80 mm管道內氣體的133Xe核素的最小可探測濃度可達到4.2×105Bq/m3。133Xe核素特征γ射線能量為81 keV，為實現最小可探測濃度，需要降低周圍環境本底。本研究采用以下兩個措施：第一，保證與管道有效接觸面積最大的情況下減少NaI（Tl）晶體的體積，基于模擬結果和實驗測量結果選擇合適厚度的NaI（Tl）晶體，增加81 keV全能峰的顯著性水平。第二，采用低本底鉛室將整個裝置以及所測管道包裹起來，屏蔽周圍輻射場以減少對測量的影響。

1.2　探測器設計

NaI（Tl）晶體是目前成熟探測器中探測效率最高的材料，容易設計及加工。為探測活度濃度4.2×105Bq/m3的133Xe，本研究采用有效直徑為76 mm（管道直徑80 mm）的大面積NaI（Tl）晶體，以提高探測效率。

為了降低探測器測量本底，應對探測器厚度進行選擇（厚度降低，體積減小，本底降低），最佳厚度應能滿足使133Xe（81 keV）全能峰效率盡量大的情況的最薄尺寸。利用蒙特卡羅（MC）方法選擇厚度分別為1～14 mm的NaI（Tl）晶體對133Xe（81 keV）全能峰計數進行統計。

具體模擬條件為：76 mm×mm NaI（Tl）晶體（從1遞增至14）、管道直徑80 mm、管壁為2 mm碳鋼、133Xe為均勻分布在管道內體源，NaI（Tl）探頭外部為50 mm鉛屏蔽層，模擬幾何結構如圖1所示，模擬結果如表1和圖2所示。

圖1　NaI（Tl）晶體尺寸設計模擬結構圖

表1　NaI（Tl）晶體尺寸設計模擬結果

圖2　NaI（Tl）晶體尺寸設計模擬結果

模擬結果表明晶體厚度從1 mm到14 mm133Xe全能峰計數先增加后趨于穩定，即從8 mm到14 mm133Xe全能峰計數趨于穩定，經調研目前NaI（Tl）生產廠家能加工的最小厚度為11 mm，因此本研究中晶體厚度最終定為11 mm。

1.3　屏蔽體設計

為了降低探測器本底，除了考慮探測器晶體厚度，還應對探測器進行屏蔽。實際測量過程中，管道外面的輻射環境對探測器計數會有一定的影響，因此在設計過程中應該將管道用屏蔽材料——鉛包裹（鉛屏蔽層厚度為50 mm，屏蔽厚度主要受環境輻射本底影響），從而起到屏蔽的效果，具體的屏蔽形式如圖3，圖4所示。

圖3　屏蔽體實物圖

圖4　屏蔽體實物圖

2 實驗測量

基于確定的技術方案將測量系統進行搭建并進行實驗測量，測量系統圖如圖5所示。

圖5　測量系統圖

2.1　本底測量

實驗過程中分別測量了76×11 NaI（Tl）晶體有、無屏蔽的本底計數，測量能譜如圖6、圖7所示，全譜屏蔽本底為7 cps。

圖6　無屏蔽的測量能譜

圖7　有屏蔽的測量能譜

2.2　能量刻度

實驗過程中利用241Am、57Co和137Cs源對測量系統進行能量刻度，光電倍增管高壓為600 V。能量刻度結果如表2所示，能量刻度曲線如圖8所示。

表2　能量刻度結果

圖8　NaI（Tl）探測器能量刻度曲線

2.3　半高寬（FWHM）測量

133Xe最小探測時間計算過程中需要知道133Xe全能峰所在道址，由于133Xe作為人工放射性核素獲取比較困難而且其半衰期僅為5.2天，實際實驗過程中很難得到其精確的活度濃度，因此需要利用現有放射源對測量系統進行FWHM測量從而得到133Xe的感興趣區（ROI）。

實驗過程中利用241Am、57Co和137Cs源對測量系統進行FWHM測量，光電倍增管高壓為600 V，測量結果及能譜見表3、圖9所示。

表3　半高寬（FWHM）測量結果

圖9　不同能量能譜測量結果

根據測量結果得到：FWHM=0.03×（+112）1/2，133Xe全能峰能量為0.081 MeV，因此133Xe半高寬為0.011 7 MeV，根據能量刻度曲線以及半高寬曲線得到133Xe全能峰中心道址為514，ROI為436～592。

2.4　133Xe最小測量時間計算

NaI（Tl）探測器計數率為：

式中：——管道內活度濃度（本研究中活度濃度為4.2×105Bq/m3）；

——NaI（Tl）探測器對133Xe體源的全能峰效率（通過MC模擬得到）；

——選取管道長度，m；

——管道半徑，m。

NaI（Tl）探測器對不同管道長度133Xe體源的全能峰效率通過MC模擬得到，具體模擬條件為：76 mm×11 mm NaI（Tl）晶體、管道直徑80 mm、管壁為2 mm碳鋼、133Xe為均勻分布在管道內體源、管道長度從8 cm遞增至90 cm，NaI（Tl）探頭外部為50 mm鉛屏蔽層，模擬幾何結構如圖10所示。

圖10 不同管道長度133Xe體源的全能峰效率模擬結構圖

基于模擬計算結果和公式（1）可計算NaI（Tl）探測器中計數率隨管道長度的變化關系，計算結果如圖11所示。

圖11　NaI（Tl）探測器計數率計算結果

根據模擬和計算結果可以得出，NaI（Tl）探測器計數率隨管道長度增加先增加然后趨于穩定，即管道長度增加到一定值后NaI（Tl）探測器中計數率基本不變，此時管道長度為46 cm，管道內133Xe的活度為23.1 Bq。

2.5　57Co實驗驗證

上述最小測量時間計算過程中，NaI（Tl）探測器對133Xe的探測效率采用模擬值，為驗證上述方法可行性，實驗過程中采用能量為122 keV的57Co放射源進行實驗驗證（能量與133Xe接近且放射源容易獲?。?。

實驗過程中所用57Co活度為23.6 Bq（已經過衰變修正），模擬和測量過程中，放射源在管道內位置如圖12所示（其中面A為垂直于晶體表面的平面，B為平行于A且與A距離10 cm的平面，1、2分別為A和B的幾何中心，3～8位于半徑二分之一處）。

圖12　測量與模擬點位位置分布圖

MC模擬結果與實際測量結果如表4所示。

表4　NaI（Tl）對不同位置57Co模擬和測量結果

實驗測量結果與模擬結果平均相差12.4%，造成差異原因為：

（1）模擬尺寸與實際尺寸差異；

（2）57Co放射源活度誤差。

2.6　CAP1400源項中其他核素干擾影響分析

在最小測量時間計算過程中沒有考慮管道內其他放射性核素對其造成的影響，而在實際應用過程中，會有不同類型高能核素的康普頓坪對133Xe的ROI計數造成影響。為了驗證其他核素對133Xe測量的影響，根據CAP1400堆型廢氣處理系統中源項基于本工作NaI（Tl）探測器尺寸進行模擬計算。

CAP1400堆型廢氣處理系統中源項主要有83mKr、85mKr、85Kr、87Kr、88Kr、89Kr、131mXe、133mXe、133Xe、135mXe、135Xe、137Xe及138Xe。133Xe的活度濃度為3.29×106Bq/m3，其中扣除純b核素及半衰期較短的核素后對133Xe感興趣區域能造成干擾的核素及其活度濃度如表5所示。

表5　干擾核素及其活度濃度

模擬計算過程中具體條件為：76 mm×11 mm NaI（Tl）晶體、管道直徑80 mm、管壁為2 mm碳鋼、上述源項均勻分布在管道內、管道長度為46 cm，NaI（Tl）探頭外部為50 mm鉛屏蔽層，模擬幾何結構如圖1所示。

模擬結果如圖13所示。

從模擬能譜圖可以看出管道內其他核素對133Xe的測量影響較小。

2.7　實驗結果

通過MC模擬計算和實際測量表明，基于76 mm×11 mm NaI（Tl）晶體并利用鉛屏蔽體屏蔽的方法能實現133Xe的管道外低活度測量，對于直徑80 mm管道內氣體的133Xe核素的最小可探測濃度達4.2×105Bq/m3，測量時間為30 s，同時，其他高能核素對其影響較小。CAP1400堆型安全分析報告要求監測儀表的量程范圍[9]為3.7×106～3.7×1012Bq/m3，因此，具有該最小可探測濃度的儀表初步判斷可用于監測CAP1400堆型的放射性廢氣的排放。

圖13　模擬能譜圖

3 總結與建議

非接觸式氣體活度探測方法彌補了傳統測量方法和嵌入式活度測量方法的不足，探測器放置在被測工藝管道旁，適當增加屏蔽即可滿足管道內核素活度濃度的測量，不僅加快了響應時間，簡化了設備安裝、調試和維護程序，而且實現儀表檢修不影響廢氣系統的包容性和完整性，不干擾廢氣系統正常運行的諸多優點。

通過MC模擬計算和實際測量表明，基于76 mm×11 mm NaI（Tl）晶體并利用鉛屏蔽的方法能實現133Xe的管道外低活度測量，對于直徑80 mm管道內氣體的133Xe核素的最小可探測濃度達4.2×105Bq/m3，測量時間為30 s，同時，其他高能核素對其影響較小。具有該最小可探測濃度的儀表初步判斷可用于監測CAP1400堆型的放射性廢氣的排放。實際應用時可結合CAP1400核電廠正常運行工況下的廢氣處理系統排放實際源項，進一步優化測量響應時間，以使測量系統滿足核電廠廢氣監測的要求。

［1］ 國家環境保護局. GB 11217-89：核設施流出物監測的一般規定［S］. 北京：中國標準出版社，1989.

［2］ 三門核電有限公司. 三門核電一期工程1&2號機組最終安全分析報告［R］. 2012.

［3］ 福建寧德核電有限公司. 福建寧德核電廠一、二號機組最終安全分析報告［R］. 2012.

［4］ 江蘇核電有限公司. 田灣核電站3、4號機組工程項目初步安全分析報告［R］. 2011.

［5］ 尹振羽，楊廣利，許光. M310改進型核電廠放射性流出物排放監測［J］. 核電子學與探測技術，2012，32（4）：493-496.

［6］ 鹿洪剛. 核電站氣態流出物中H-3和C-14監測方法的研究［J］. 產業與科技論壇，2018，17（13）：61-62.

［7］ 任旭平. 協同偏心管徑嵌入式液體活度探測裝置設計研究［J］. 核電子學與探測技術，2015，35（09）：883-886.

［8］ 李自如. 液體濃度非接觸檢測技術［J］. 自動化博覽，1992（3）：9.

［9］ 國核示范電站有限責任公司. 國核壓水堆示范工程最終安全分析報告［R］. 2022.

The Study on A Non-contact Detection Method of Gas Activity Concentration Outside the Pipeline

WANG Shijun1，ZHENG Guowen2，ZHANG Yu1，LEI Qiang1，ZHANG Jing1,2,*， JIANG Jing1，PANG Hongchao2，LUO Zhiping2，CHEN Ling2

（1.Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Ecology and Environment，Beijing 100084，China； 2. China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

The gaseous radioactive waste generated during the operation of nuclear power plants must be treated before it can be discharged into the environment. The treated gaseous effluent is the major path for nuclear power plants to discharge radioactive substances into the environment. The data of the process monitoring and effluent monitoring is important for judging the operation status of the system in the radioactive waste gas treatment process of nuclear power plant. This paper introduces a non-contact gas activity concentration detection method outside the pipeline based on the NaI(Tl) detector. The activity concentration measurement of133Xe non-contact radioactive waste gas outside the pipeline is realized through the crystal size design and the shielding design. The minimum detectable concentration of133Xe nuclide in the gas inside the 80 mm diameter pipeline is 4.2×105Bq/m3, the measurement time is 30 seconds, and other high-energy nuclides in the exhaust gas have little impact on the measurement.

Non-contact detection;133Xe; Activity concentration detection

TL81

A

0258-0918（2023）05-1034-07

2022-08-19

大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站重大專項——CAP1400安全審評關鍵技術研究（2013ZX06002001-014）子課題14 CAP1400放射性廢物管理系統工藝監測研究

汪世軍（1971—），男，甘肅天水人，高級工程師，現主要從事輻射安全相關研究

張 晶，E-mail：zhangjing@chinansc.cn