核电厂液态流出物在线监测系统监测设备
201211核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨
表 2 田湾核电站 1、 2 号机组放射性流出物年允许最大排放量 Tab.2 Maximum annual allowable discharge value of radioactive effluents from reactor 1 and 2 in Tianwan NPP
放射性流出物 批准最大年排放量
第 32 卷 第 3 期 2012 年 5 月
辐射防护 Radiation Protection
Vol. 32 No.3 May 2012
核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨
周 程， 张起虹， 朱晓翔， 孙恋君
（ 江苏省辐射环境监测管理站， 南京 210019）
摘 要：简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求，结合我省多年来对核电厂环
国内各个核电厂对排放浓度的控制要求更 多的是根据其自身的情况而定。 大亚湾核电站 和岭澳核电站制定的排放内部控制标准： 正常 运行期间为 500 Bq/L； 大修期间为 l 000 Bq/L。 秦山核电一期和二期的排放控制标准长期执行 370 Bq/L， 后来从废物最小化出发， 经原国家 环保总局审批后调整为 3 700 Bq/L。 田湾核电 厂按俄罗斯原设计的排放控制标准为 20 Bq/L， 在首次装料阶段环境影响报告书审评时， 从 废物最小化考虑将除氚外放射性核素浓度排 放控制标准改为 200 Bq/L， 氚活度浓度控制值 为 8×106 Bq/L。
收 稿 日 期 ：2010-09-13 作 者 简 介 ：周 程（ 1981—） ，男 ，2006 年 毕 业 于 成 都 理 工 大 学 核 技 术 与 应 用 专 业 ，获 硕 士 学 位 ，工 程 师 。 E-mail： flyingzc@
CPR1000核电厂液态流出物排放系统排放能力探讨10.17
因此，在正常运行时，SEL003BA与TER003BA均应当处于 备用状态，一般不得使用。
环境保护部华南核与辐射安全监督站
1.设计基准及国家标准的要求
2020/9/15 SEL运行需要“两用一备”同时也是现行国家标准的要求
而且，营运单位的排放管理程序也未对SEL系统备用 贮槽的日常管理做出规定。进一步调查还发现，一些电厂 运行处的操纵员、机组长均认为“两用一备”仅是针对 TER的，对SEL没有该要求，SEL003BA可以用来接收和排放 正常的废液。
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3.核电厂SEL系统培训情况
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3.核电厂SEL系统培训情况
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流出物排放“两用一备”情况 SEL排放管理问题探讨 思考与建议
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2.与参考电厂的设计比较
为了更深入地搞清楚SEL “两用一备”问题，笔者对相关单位进行了 访谈，并查阅了一些历史文献。我国的M310/CPR1000机组参考电站可追 溯至大亚湾核电站。最初，总承包法国电力公司(EDF)在设计大亚湾核电 站时，核岛和常规岛废液排放都是连续排放（直排），TER的三个贮槽仅 用于异常工况。国家环保局在审查大亚湾核电站的EIR和在现场进行“三 同时”检查中，认为TER连续排放方式不符合《轻水堆核电厂放射性废液 处理系统技术规定》（GB9135-88）“经过处理的废液在向环境排放前， 必须先送往监测槽逐槽分析，符合排放标准后方可排放”的规定。
M310改进型核电厂放射性流出物排放监测
核 电厂 在 运 行 过 程 中将 产 生 一 定 量 的废
气、 废水和固体废 物。这些废物经科学化处理 和严 格 管理 ， 在达 到 国家 法 规标 准规 定 的控 制 值后将 向环境排放。核电厂放射性气态流出物 是 通过 核 电厂 烟 囱向环 境 排 放 ， 射 性 废 水 通 放
过 核 电厂 废 水 排 放 渠 向 受 纳 水 体 （ 大 海 、 如 河
（） ３ 为评估核电厂工艺操作及放射性废物 处理和控制体系的设备是否运行正常 、 有效提 供 数据 。 （） ４ 给出报警和必要的执行动作 以控制不 合理排放 ， 提供有关应急响应信息。
监测排向环境气载流出物中的气溶胶、 惰性 碘、
气体 、 和 Ｃ一１ ） 氚 ４ ； （ ） 射 性 液 态 流 出 物 监 测 子 系统 （ ２放 主要 监 测 总 、 １、 核 素 及 Ｈ一３ ； 总 ３＾ ｙ ） （ ） 电 厂通 道式 放 射性 车 辆 及 人 员监 测 ３核
２ １ 气 载放 射性流 出物 排放 监测 ． ２ １ １气载 放射 性流 出物排 放 ．．
验 室测 量其 活度 。气 载放 射性 流 出物连 续监测
流程 图见 图 １ 。
核电厂的大部分确测定排放气载
流出物的放射性浓度 、 核素组 成和排放 总量 。 Ｍ１ ３０改进型核 电厂由气载流 出物排放的主要
流、 湖泊 ） 排放 ， 此外还可能通过车辆或人员从 核 电厂带 出少量 污染 物 。为 对上 述排 向环 境 的 废 物进 行 严 格 管 理 和控 制 ， 计 了核 电厂 放射 设
性流 出物 监测 系 统 ， 包括 三个 子 系统 ： （ ） 射 性 气 载 流 出 物 监 测 子 系统 （ １放 主要
２ １２气载放 射性 流 出物监 测 ．． Ｍ３０改进 型核 电 厂 的气 载 流 出 物在 正 常 １
核电厂辐射环境现场监督性监测系统分析及建议
核电厂辐射环境现场监督性监测系统分析及建议摘要：随着核电快速发展，政府及公众对核电厂外围辐射环境关注程度愈加强烈。
本文以监督性监测系统的建设要求为依据，对核电厂的辐射环境现场监督性监测系统选址、组成、设备配置等提出合理建议。
关键词：核电厂；辐射环境；监督性监测系统；差异性；建议1 引言近年来，核电作为绿色能源迅猛发展，但其周边辐射环境状况同样受到民众及政府的担忧。
各级部门陆续颁布相关法规督促核电厂辐射环境现场监督性监测系统向安全化、标准化迈进。
但该系统在实际建设及运行过程中遇到了较多问题，严重影响了监督性监测系统运行及移交，因此开展监督性监测系统的分析建议工作十分重要。
2 概述核电厂辐射环境监督性监测系统一般由核电厂外围辐射环境监测系统（一般由监测子站及前沿站组成）和流出物监测系统（一般分为在线连续监测和流出物检测实验室两种方式）两部分组成，兼顾核事故应急环境辐射监测[1]。
3 分析及建议3.1 选址监测子站选址应依据地形地貌、人口分布、交通、电力、主导风向等影响等选定站位[2]。
但是部分核电厂其监测子站位于海岛之上，巡检便利性差，巡检人员安全存在较大风险。
建议尽量避开海岛等不利于巡检的区域并与核电厂子站保持兼容，加强子站应对自然灾害的防范措施。
部分核电厂前沿站实验室与厂区距离较远，不方便日常管理巡视，极大阻碍了日常工作的开展。
建议前沿站实验室应设置在基础设施良好的地方，以便于巡视管理。
流出物实验室建设在厂区内，有利于流出物样品由核电厂向省站的传递和废液的回收。
但对电厂来说，由于流出物实验室所用水、电、消防等配套共用电厂相关系统，导致后续移交时无法完全分割，致使电厂在最终验收后也得承担配套系统维修工作；对于省辐射环境监督站（以下简称省站）来说，由于进出核电厂尤其是保护区很不方便，同时距离相对较远，不利于省站人员顺利开展工作。
3.2 建设部分电厂监测子站建设配有应急移动监测系统，其价格昂贵。
但规范指出，应急移动监测系统不属于监督性监测系统建设范畴。
我国核电厂辐射环境监督性监测技术要求
内的核 电厂， 还应在烟羽应急计划 区外建立后 备环境监测手段 ， 特别是流 出物实验室建立核 电厂内的， 要求 配备移动 实验 室。监测子站在 核电厂陆域方向周围 １ ６个方位角内均匀布设 ，
通 常设 置在 核 电厂 烟 羽 计 划 应 急 区范 围 内 （ 对
照点除外） ， 并在各堆址主导下风 向、 次下风 向
第３ ６卷
２ ０ １ ６年
第 ６期
６月
核 电子学 与探 ？ 贝 ４ 技 术
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｏ ｎ ｉ ｃ ｓ＆ Ｄｅ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ
Ｖ０ １ ． ３ ６ Ｎｏ ． ６ ０ １ ６ Ｊ ｕ ｎ ｅ ２ ．
离辐射实践活动的单位 自身开展的辐射环境监
测， 以及为了全国辐射环境管理 目的， 国家环境 保护行政主管部门对 电离辐射源单位 的放射性 流 出物及其 对环境 可 能 造成 的影 响 进行 的监督
性监 测两 大类 。
故经验反馈 ， 研究我 国核电厂辐射环境监督性
监 测 技术 要 求 ， 提 出加 强 气 溶胶 连 续 采 样 和测
师， 主要从事核 应急 与辐 射环 境监 测研 究。通信 作 者： 黄东辉 ， Ｅ— ｍａ ｉ ｌ ： ｈ ｕ ａ ｎ ｇ ｄ ｏ ｎ ｇ ｈ ｕ ｉ ＠ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ｎ ｓ ｃ ． ｃ ａ ｏ
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象参数 以及重要环境介质的采样 和测量 ， 并按
统一协议实 时传输 监测数据 至省级数据汇总
点。流出物监测系统包括在线连续监测系统和 流出物实验室 ， 用于对核 电厂释放 到环境中的 放射性气态和液态流出物的在线连续监测和抽
核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法
核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法摘要：氚是氢的同位素之一，是裂变能量排放的一种基本放射性气体，也是热核融合反应堆中的一种基本原料。
氚仍然被认为是氚监测的辐射防护和环境监测的一个重要组成部分，需要不断优化该国的有关监测技术和设备，以实现环境目标。
一般而言，在监测氚排放时，应事先了解要监测的废水的具体信息和优先事项，了解要测试的实体的总体状况，合理有效地收集相关地质数据、原始设计信息和记录并不断优化健康监测的形式和内容。
其他监测活动包括健全的监测技术、适当的监测标准、健全的科学方法和适当的监测和试验工具，以及对最终结果的评估、核电站废水的总体状况摘要和分析报告。
关键词：核电厂；流出物；排放氚；化学类别；监测方法；引言随着我国在运核电厂数量增多，核电厂放射性流出物监督性监测工作变得越来越重要。
但由于我国核电厂放射性流出物监测工作起步相对较晚，目前该项工作尚存在管理体系不成熟、不完善，法规制度、技术标准大量空白，人员水平、经验和能力建设不足等诸多问题。
这也导致流出物监督性监测工作开展不规范、不统一，监测结果的时效性、准确性、独立性和监督性有待进一步加强，对该项工作的相关从业单位及管理技术人员带来很多困难和困惑。
1监测排放氚的意义及存在的问题在监测核电项目方面，监测设备的不足或设计不当或不合理可能对建设项目的监测结果产生不利影响，因此，重点应放在核电厂排放的质量控制上。
由于氚监测技术不同于监测的其他领域，无法确定每一设施的个别监测是否影响质量，因此需要使用非破坏性监测手段。
一旦氚排放的成分得到解决，核电站的环境质量就可以得到更好的保护。
因此，改进监测核电站废水的技术以及广泛传播和应用这些技术至关重要。
在监测核电站排出物时，有必要合理地确定现场作业设备是否可直接用于监测，并评估监测结果。
然而，在现阶段，监测核电站排出物仍存在许多问题，例如用于试验的样品质量与用于实际工作的试验材料质量之间的差异，以及很难准确地报告试验结果和指导核电站排出物与此同时，如果不对核电厂项目的现场执行情况进行详细监测，就无法反映业主的实际作用；此外，如果取样没有及时送交视察，如果在没有试验结果之前就开始工作，那么对核电站废水的视察就不可能有效。
关于某核电站厂址废物处理设施液态流出物在线监测报警阈值设定的探讨
１
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摘要 国 家 标 准 《 核 电 厂 放 射 性 液 态 流 出 物 排 放 技 术 要 求 》 中 要 求 滨 海 核 电 厂 除 其 他 放 射 性 核 素 总 排 放 Ｈ、 Ｃ 外 浓 度 上 限 值 为 而 为 有 效 防 止 和 控 制 核 电 厂 放 射 性 液 态 流 出 物 的 异 常 排 放 ， 要 求 在 线 监 测 仪 表 联 锁 报 警 １ ０００ Ｂｑ?Ｌ， 阈 值 应 不 超 过 排 放 浓 度 控 制 值 的 。但 标 准 就 在 线 监 测 的 报 警 阈 值 的 具 体 设 定 流 程 和 注 意 事 项 并 未 做 详 细 说 ５倍 明 ， 本 文 将 结 合 实 际 工 作 中 遇 到 的 问 题 ， 对 此 问 题 进 行 探 讨 。 关 键 词 ：核 电 厂 ；厂 址 废 物 处 理 设 施 ；液 态 流 出 物 ；在 线 监 测 ；报 警 阈 值 中 图 分 类 号 ：ＴＬ９４１ ． １ 文 献 标 识 码 ：Ａ 文 章 编 号 ：１００４６３５６（ ２０１７） ０３００２８０３
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抱 管 式 和 嵌 入 式 等 。对 于 低 放 废 水 的 在 线 测 量 ， 般 选 择 “ 旁 路 取 样 式 ” 在 线 监 测 工 艺 （ 图 。 １） 国 家 标 准 《 核 电 厂 放 射 性 液 态 流 出 物 排 放 技 一 ［］中 术 要 求 》 要 求 滨 海 核 电 厂 除 其 他 放 Ｈ、 Ｃ 外 东 射 性 核 素 总 排 放 浓 度 上 限 值 为 １ ０００ Ｂｑ?Ｌ。山 海 阳 核 电 站 液 态 流 出 物 排 放 监 测 在 设 计 阶 段 是 以 为 排 放 控 制 值 作 总 排 放 浓 度 上 限 值 １ ０００ Ｂｑ?Ｌ 作 为 设 计 输 入 的 。在 组 环 评 阶 段 期 间 ， 各 ３ 、 ４ 机 洗 衣 废 水 在 参 与 方 就 厂 址 废 物 处 理 设 施 （ ＳＲＴＦ） 线 监 测 仪 联 锁 报 警 阈 值 的 设 定 上 存 在 意 见 分 歧 ， 主 要 体 现 在 报 警 阈 值 是 通 过 运 行 初 期 实 验 确 定 ， 图 放 废 液 监 测 与 控 制 原 理 １ 低 还 是 根 据 在 运 核 电 站 经 验 直 接 确 定 ； 报 警 阈 值 是 在 设 计 阶 段 给 出 ， 还 是 在 运 行 阶 段 给 出 。 在 线 监 测 回 路 从 主 管 路 中 引 出 ， 经 过 测 量 返 这 两 个 分 歧 点 从 技 术 角 度 而 言 可 以 归 纳 成 一 回 ， 在 线 监 测 仪 测 量 信 号 通 过 制 主 管 路 上 ＰＬＣ 控 个 问 题 ： 报 警 阈 值 如 何 确 定 ？如 果 报 警 阈 值 可 以 的 电 磁 三 通 阀 ， 将 不 合 格 的 废 水 送 至 超 标 废 液 处 系 统 （ 进 行 处 理 。“ 抱 管 式 ” 和 “ 嵌 入 式 ” 测 通 过 在 运 核 电 站 的 经 验 直 接 确 定 ， 那 么 在 设 计 阶 理 ＷＴＳ） 工 艺 则 用 于 测 量 中 高 放 射 性 活 度 浓 度 的 废 液 。 段 就 可 以 给 出 具 体 的 联 锁 报 警 阈 值 ； 如 果 需 要 通 量 种 测 量 工 艺 的 主 要 控 制 原 理 是 一 样 的 。 过 运 行 初 期 实 际 废 水 特 点 进 行 实 验 确 定 ， 则 显 然 几 和 实 验 室 取 样 监 测 结 果 相 比 ， 在 线 监 测 结 果 在 设 计 阶 段 是 无 法 给 出 确 定 的 联 锁 报 警 阈 值 的 。 会 大 一 些 ， 这 是 因 为 在 线 监 测 仪 测 量 总 放 射 性 ， γ 线 监 测 工 艺 与 监 测 原 理 简 介 １ 在 一 般 会 将 结 果 归 一 化 到Ｃｓ。 这 个 活 度 与 实 际 值 液 态 流 出 物 在 线 监 测 工 艺 包 括 旁 路 取 样 式 、
GB14587-2019中涉及的几个术语的解释
– 运行产生的，不包括事故。因此本系统不需要在事故 工况下保持可用性；
– 包括收集、贮存、监测和排放的整个系统。从贮存排 放槽开始，到总排放口下游1km处监测点结束。
– 狭义定义：仅指贮存排放槽及其取样和在线监测装置 。
核电厂放射性液态流出物排放系统
• 问题
– 鉴于排放口下游1km处的浓度限值要求和监测 要求，并且在特殊情况下该处的监测结果用于 液态流出物排放控制，那么该处的监测系统应 该是液态流出物排放系统的一部分。但是，该 处的监测系统位于电厂的外环境中，也应该属 于电厂的环境监测系统一部分。排放口下游 1km处的监测系统到底属于液态流出物排放系 统还是环境监测系统？希望大家共同探讨。
– 在设计阶段，根据核电厂核岛系统的放射性废液的产 生量和活度浓度以及废液处理系统的能力，确定的排 放量设计值。
– 年设计排放总量应该有两个值，应该分别对应于核电 厂一回路冷却剂活度浓度的现实源项和保守源项。目 前国内运行电厂的设计排放量都没有通过审评认可。
– 设计排放浓度的研究还处于初级阶段，是标准实施后 各核电厂营运单位和设计单位研究的重点问题之一。
排放限值
• 定义
– 指包括年排放总量限值和排放浓度上限值。允 许核电厂放射性液态流出物向环境排放的放射 性活度最大值，包括年排放总量最大值和排放 浓度最大值。
• 内涵
– 排放限值不允许超过，除非发生事故。
排放量申请值和排放量控制值
• 排放量控制值定义
– 指包括年排放总量控制值和排放浓度控制值。由核电 厂营运单位在设计排放量的基础上，根据厂址特征和 同类电站的运行经验反馈，按照“辐射防护最优化” 和“废物最小化”的原则，提出的放射性液态流出物 年排放总量和排放浓度申请值，并经审批确定。
放射性液态流出物监测要求
（考虑间隙排放的叠加效应） • 可以考虑一定时间范围内的平均，如一天、一个排放周期等
； • 可以考虑一定空间范围的平均。对小河，如果在1km处在全
断面上基本混合均匀，可以考虑全断面平均；对大河，可以 考虑部分断面平均； • 可以允许部分时刻部分点位超过1km处浓度限值；
• 与其他标准的关系 • 应用GB11217中的问题 • 贮存排放槽的取样监测 • 排放管线上的在线监测 • 排放口下游1km处的监测 • 监测点分布图 • 监测记录
与其他标准的关系
• 条文
– 核电厂放射性液态流出物的监测和记录应满 足GB11217和GB11216的相关要求，监测结果 的报告应按有关规定执行。液态流出物中非 放射性物质和温度的监测应按有关标准的规 定进行。
排放口下游1km处的监测
• 条文
– 滨河、滨湖或滨水库核电厂在其总排放口下游1km处 应设置监测点，在液态流出物排放期间，每天定时取 样分析。
• 解释
– 这是目前内陆核电厂设计难点之一。 – 监测和评价是密切相关的。取样点的布设应该根据受
纳水体的稀释弥散情况确定。 – 环保部已经将《内陆核电厂环境水体监测与评价》纳
贮存排放槽的取样监测
• 条文
– 应对核电厂放射性液态流出物进行取样监测和在线连续监测。对 于核电厂不同来源的放射性液态流出物，排放前应进行取样，测 量总γ或总β放射性，并随后测量包括H-3和C-14在内的各种放射性 核素的活度浓度。
• 解释
– 增加了液态C-14取样监测要求。 – 目前国家没有C-14取样监测方法，但是秦山基地各个机组都在进
核电厂辐射环境监督性监测系统建设
核电厂辐射环境监督性监测系统建设摘要：核电厂辐射环境监督性监测系统是为保证核电厂运行环境安全而建设的，属于必不可少的环境保护设施，本文对我国监督性监测系统建设的背景及现状进行了概述，对辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统的建设进行了介绍。
并对建设规范提出了优化建议。
关键词：辐射环境监督性监测系统一、概述2012年2月8日，国家环境保护部与国家能源局联合印发的《核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设规范（试行）》（环发[2012]16号）（以下简称“规范”），将核电厂辐射环境现场监督性监测系统列为核电厂重要环保设施，要求实行“环保三同时制度”。
作为核电厂配套的环境保护设施之一，对核电厂实施监督性监测，及早发现事故隐患并发出预警信息，以便及时采取防止措施，提高核电站运行的可靠性，以保证核电厂周围辐射环境安全，对保障核电高效发展有重要意义，对缓解公众质疑核电安全有重要帮助，对提升省级环保部门辐射监测水平有重要促进，也是福岛核事故后我国进一步加强核电安全监管的重要举措。
目前，我国大陆8个在建核电省份，11个在建核电厂址的辐射环境现场监督性监测系统建设工作已经全面有序展开。
辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统第一个通过了环境保护部组织的预验收，目前设备性能稳定，系统运行良好，具有一定的代表性和可借鉴意义。
二、辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统总建筑面积约2500平方米，分为两部分：一是核电厂外围辐射环境监测系统：其中包括一个前沿站和九个自动连续监测子站。
前沿站位于距红沿河核电厂约22公里的复州城；九个监测子站中七个分布在核电厂各方位角，两个参照子站分别位于前沿站和大连子站。
二是核电厂流出物监测系统：一方面配备独立线路实现流出物监测数据的实时传输；另一方面，建设一个流出物监测实验室，并配置必要的实验室分析仪器设备。
同时，在前沿站建设一个标准气象场，占地面积320平方米。
核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设规范
核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设规范核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设规范 (送审稿)组织编制单位:环境保护部核安全司编制单位:浙江省辐射环境监测站江苏省辐射环境监督站广东省环境辐射监测中心二〇一一年十月目录第一章总则 ................................................................. ......................1第二章核电厂辐射环境现场监督性监测系统组成与内容 ..............2第三章核电厂外围辐射环境监测系统 ..............................................2第四章流出物监测系统 ................................................................. ......5第五章监测用房 ................................................................. ..................6第六章职责分工 ..................................................................... ..............8第七章附则 ................................................................. ......................9 第一章总则第一条为加强和规范核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设，根据《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和、、国放射性污染防治法》《民用核设施安全监督管理条例》《核电厂核事故应急管理条例》等法律法规，特制定本建设规范。
本规范中的辐射环境均指电离辐射环境。
第二条本规范适用于核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设，是系统规划、设计、审批、建设和验收等的重要依据。
核电站中的安全监测系统
核电站中的安全监测系统核电站作为一种高风险的能源产业，安全监测系统的重要性不言而喻。
在核电站中，安全监测系统扮演着关键的角色，旨在确保核电站的安全运行和保护环境。
本文将详细介绍核电站中的安全监测系统及其功能。
一、安全监测系统的概述核电站的安全监测系统是一个综合性的监测系统，由各种传感器、仪器设备、数据采集和处理系统构成。
它的主要功能是通过实时监测和分析，确保核电站各个重要参数和设备的正常运行，并及时发现并解决潜在的安全隐患。
二、核电站中的安全监测系统应包含的要素1. 温度监测核电站中的各种重要设备和部件需要进行温度监测，以确保其工作在安全的温度范围内。
温度传感器应布置在关键部位，可以实时监测并保持温度的稳定。
2. 压力监测核电站中的压力监测是确保设备安全运行的重要一环。
压力传感器应布置在关键的管道和容器上，实时监测压力变化并及时发出警报。
3. 辐射监测核电站中的辐射监测系统是防止辐射泄漏的关键措施。
通过布置辐射传感器和监测仪器，可以对核电站周边环境进行实时辐射水平的监测，确保辐射在安全范围内。
4. 液位监测核电站的液位监测系统可以对关键容器内的液位进行实时监测，以确保核电站各种冷却液体、燃料和其他液体的正常供应和循环。
5. 气体监测气体监测是核电站中的重要环节，特别是在核反应堆周围。
通过布置气体传感器，可以及时监测到不同气体的变化，避免发生气体泄漏和有毒气体积累。
6. 数据采集与处理核电站的安全监测系统应具备高效的数据采集和处理能力。
通过各种传感器和监测仪器采集到的数据，需要经过信号转换和整理，然后送入数据处理系统进行分析和报警。
7. 报警与应急响应当安全监测系统检测到异常情况时，应能及时发出报警信号，并迅速启动核电站的应急响应机制，以减少人员伤亡和财产损失。
三、安全监测系统的重要性和前景核电站中的安全监测系统对保障核电运行的安全和稳定具有重要意义。
它可以在事故和异常情况发生前及时发现问题并采取措施，最大限度地减少事故的发生概率。
核电厂液态流出物中锶-89_和锶-90_的液闪计数快速测定
㊀第43卷㊀第3期2023年㊀5月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation ProtectionVol.43㊀No.3㊀㊀May 2023㊃辐射防护监测㊃核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的液闪计数快速测定方春鸣,杨㊀帆,郭小翠(山东核电有限公司,山东烟台265100)㊀摘㊀要:建立了一种核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的分析测量方法,通过阳离子交换树脂富集液态流出物中锶-89和锶-90,以锶树脂分离锶-89和锶-90,用低本底闪烁谱仪为测量仪器进行测量,并对相关测量条件进行分析研究㊂本方法简化了核电厂液态流出物处理流程,并且能够同时测量多个核素,满足核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的分析要求㊂关键词:液态流出物;锶-89;锶-90;液闪计数法中图分类号:O657.4文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-06-27作者简介:方春鸣(1989 ),男,2012年毕业于兰州大学放射化学专业,工程师㊂E -mail:535914573@㊀㊀锶-89和锶-90是核电厂反应堆内的重要裂变产物,是核电厂液态流出物排放时需重点关注的核素[1-2]㊂目前,核电厂液态流出物中无相关的锶-89和锶-90测量标准㊂国内核电厂多采用萃取色层法分析液态流出物中的总锶和钇-90,采用低本底α/β计数器进行测量,以钇-90的衰变率计算锶-90的活度浓度,以总锶及钇-90的衰变率差值计算锶-89的活度浓度[3-4]㊂但该方法操作步骤多㊁分析周期长㊁化学回收率低,不利于核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的快速测定㊂液体闪烁计数对高能β核素有较高的计数效率,该检测技术被广泛应用于高能β核素的测定[5-8]㊂Grahek 等人[9]采用切伦科夫计数法测定液态流出物中锶-89和锶-90,该方法探测下限较高㊂Lee 等人[10]采用液体闪烁计数法测量锶-90,并未给出同时测量锶-89的具体方法㊂本研究选择阳离子交换树脂富集液态流出物中的放射性锶,使用锶树脂对放射性锶进行分离和纯化后,用低本底液体闪烁谱仪测量㊂该方法能同时分析测量液态流出物中的锶-89和锶-90,较传统分析方法提高了探测效率,缩短了检测时间,降低了分析测量成本,实现了核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的快速测定㊂1㊀实验部分1.1㊀试剂与仪器㊀㊀锶-89标准溶液:307Bq /g,中国计量科学研究院;锶-90标准溶液:98.6Bq /g,中国计量科学研究院;铁㊁镍㊁铬㊁锌㊁钴㊁锶㊁钇载体溶液(各为2.00mg /mL)及锶载体溶液(20.00mg /mL),北京万佳首化生物科技有限公司;锶树脂(二环已烷并-18-冠-6衍生物)㊁DGA 树脂(N,N,Nᶄ,Nᶄ-四-2-乙基己基二羟基乙酰胺),法国TRISKEM公司;阳离子交换树脂(以苯乙烯-二乙烯苯聚合物为骨架,磺酸基团为离子交换功能团),美国EICHROM 公司;Ultima Gold AB 闪烁液,美国PE 公司;硝酸㊁草酸,均为市售分析纯㊂Quantulus 1220低本底液体闪烁谱仪(对无猝灭碳-14源探测效率在95%以上),美国PE 公司产品;ICP-AES 电感耦合等离子体原子发射光谱仪,美国PE 公司产品㊂1.2㊀实验方法1.2.1㊀锶的富集㊀㊀取液态流出物样1L,用硝酸调节至pH =2.0,加入2mL 2.00mg /mL 锶载体溶液,搅拌10min㊂准备阳离子交换柱,将交换柱固定在滴定台上,并装好10mL 阳离子交换树脂㊂分别将30mL ㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀辐射防护第43卷㊀第3期0.1mol /L 硝酸㊁样品溶液以8mL /min 的流速依次通过阳离子树脂㊂取25mL 8mol /L 的硝酸以5mL /min 的速度通过阳离子树脂,解吸锶离子,收集阳离子解吸液㊂1.2.2㊀锶的分离㊀㊀将锶色层柱固定于真空抽滤箱上㊂分别用10mL 8mol /L 的硝酸㊁阳离子解吸液㊁10mL3mol /L 硝酸-0.05mol /L 草酸混合溶液以2mL /min 流速依次通过锶色层柱,弃去流出液㊂记录阳离子解吸液过柱的中间时刻㊂用12mL 0.05mol /L 硝酸溶液以1mL /min 流速解吸锶色层柱,收集锶解吸液㊂1.2.3㊀锶的测量㊀㊀将锶解吸液分别置于电热板上加热近干㊂用2.1mL 0.05mol /L 硝酸溶液分2次溶解,溶解液转移至已知质量的液体闪烁瓶中,称量得溶解液质量,记为W 1㊂取0.1mL 溶液,用0.05mol /L 硝酸稀释到100mL,用ICP-AES(电感耦合等离子体原子发射光谱法)测量锶离子的浓度,计算锶的化学回收率㊂移取18mL 闪烁液于闪烁瓶中,加盖密封摇匀㊂用酒精棉擦拭瓶壁,放入低本底液闪谱仪中,暗化30min 后测量,测量时间为60min㊂记录样品测量的中间时刻,记录仪器给出的完整β图谱,记录样品的猝灭指数㊂在Quantulus 1220低本底液体闪烁谱仪上,锶-89和锶-90实际测量的β谱如图1所示㊂可以看出,从150道到850道,锶-89和锶-90及其子体钇-90三个核素的β谱重叠在一起,形成一个依次有2个或3个峰值出现的连续β能谱分布㊂将从150道到锶-90的β能谱截止点700道的区间称为锶-90道或低能道,将700道至850道的区间称为高能道㊂每次测量分别记录样品在两道的计数率㊁样品测量的中间时间和样品的猝灭指数㊂图1㊀锶-89和锶-90实际测量谱图Fig.1㊀Actual measurement spectrum of strontium -89and strontium -901.3㊀锶-89、锶-90及钇-90计数效率的测定㊀㊀(1)锶-89称取0.1g 的已知活度的标准锶-89源放入20mL 液闪瓶,再加入0.2mL 20.00mg /mL 的锶载体溶液㊁1.7mL 0.05mol /L 硝酸和18mL 闪烁液,加盖密封摇匀,置于液闪谱仪中暗化30min,测量60min㊂(2)锶-90和钇-90准确称取1g 已知活度的标准锶-90源,加入10mL 8mol /L 的硝酸㊁2mL 2.00mg /mL 锶载体和1mL 2.00mg /mL 钇载体溶液,利用锶树脂和DGA 树脂分别吸附和解吸锶㊁钇,锶㊁钇解吸液分别置于电热板上加热近干后,用2mL 0.05mol /L 硝酸溶液溶解,加入18mL 闪烁液,置于液闪谱仪中暗化30min,测量60min㊂(3)标定结果方春鸣等:核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的液闪计数快速测定㊀锶-89㊁锶-90及钇-90在不同测量道的计数效率列于表1㊂表中锶-89在低能和高能道的计数效率,分别表示为E 11和E 12㊂锶-90在低能道的计数效率,表示为E 21,钇-90在低能和高能道的计数效率,分别表示为E 31和E 32㊂表1㊀锶-89㊁锶-90及钇-90在不同测量道的计数效率Tab.1㊀Counting efficiency of strontium -89,strontium -90and yttrium -90indifferent measuring channels2㊀结果与讨论2.1㊀样品溶液与闪烁液的比例㊀㊀理论上样品溶液越少,闪烁液越多,样品猝灭越小㊂若样品溶液过少,则样品转移时会导致样品损失相对加大,化学回收率降低㊂为确定最佳的样品溶液与闪烁液的比例,实验取3个烧杯,加入12mL 0.05mol /L 硝酸㊁2.00mL 锶载体溶液和0.1g 已知浓度的锶-89标准源,加热蒸干㊂分别用1㊁2㊁3mL 0.05mol /L 硝酸溶液溶解沉淀,溶解液转移至液闪瓶中,分别加入19㊁18㊁17mL 闪烁液㊂另取3个液闪瓶,加入0.1g 已知浓度的锶-89标准源和0.9㊁1.9㊁2.9mL 0.05mol /L 硝酸及19㊁18㊁17mL 闪烁液,用于测量探测效率㊂放入低本底液闪谱仪中,暗化30min 后测量,测量60min㊂计算锶-89的回收率,测量结果列于表2㊂由表2可知,溶解烘干样品的溶液量由1mL增加到3mL,有助于提高制样的回收率,但加入闪烁液含酸溶液越多,样品液闪计数淬灭效应越严重㊂当比例为2ʒ18时,制样时锶-89的回收率在99%以上㊂为获得较高的回收率,本实验采用2ʒ18样品溶液与闪烁液的比例㊂2.2㊀液闪计数与β能谱解析㊀㊀分别取0.1g 已知浓度的锶-89标准源,加入0.2mL 20.00mg /mL 锶载体溶液㊁1.7mL0.05mol /L 硝酸,与不同闪烁液混合,置于液闪上测量,谱图如图2所示,不同闪烁液的猝灭指数列于表3㊂表2㊀闪烁液比例对回收率的影响Tab.2㊀Effect of scintillation liquid ratio on recovery rate表3㊀不同闪烁液的猝灭指数Tab.3㊀Quenching index of different scintillation liquids㊀㊀从图2中可以看出,测量的谱图形状相同,但是能道区间有差别,即不同闪烁液对锶-89的淬灭影响不同㊂从表3中可以看出,猝灭影响Ultima Gold AB<Optiphase Hisafe3<Insta-gel Plus <自配闪烁液,Ultima Gold AB 闪烁液对锶-89的猝灭影响最小㊂若想使用谱图分析法对活度进行分析,在整个分析过程中,从效率刻度开始都需要使用一种闪烁液㊂本实验采用Ultima Gold AB 闪烁液㊂2.3㊀液态流出物中锶-89和锶-90的计算㊀㊀通过图1锶-89和锶-90实际测量谱图,可得以下关系式:A 1ˑE 11+A 2ˑE 21=a ˑωA 1ˑE 12=b ˑω{(1)式中,a 为测量谱图在150~700道区间内的净计数率;b 为测量谱图在700~850道区间内的净计数率;A 1为锶-89的活度浓度,Bq /L;A 2为锶-90的活度浓度,Bq /L;E 11为锶-89在低能道的计数效率,%;E 12为锶-89在高能道的计数效率,%;E 21为锶-90在低能道的计数效率,%;ω为转换因子,计算公式见式(2):㊀辐射防护第43卷㊀第3期图2㊀闪烁液对测量谱图的影响Fig.2㊀Effect of scintillation solution on measurement spectrumω=W 160ˑW 2ˑY ˑV(2)式中,Y 为锶的化学回收率;V 为样品用量(为1.00L);60为单位转换系数;W 1为计数效率标定用锶溶解液的总质量,g;W 2为计数效率标定用测量用的锶溶解液的质量,g㊂经计算,锶-89和锶-90的活度浓度A 1㊁A 2如下:A 1=b ˑω/E 12A 2=(a ˑω-b ˑωˑE 11/E 12)/E 21{(3)2.4㊀衰变子体钇-90的影响㊀㊀钇-90是锶-90的衰变子体,经锶树脂分离后,若立即进行测量分析,则可忽略钇-90的影响㊂若放置时间较长,则锶-89和锶-90及其子体钇-90三个核素的β谱重叠,锶-89和锶-90的活度浓度A 1㊁A 2可通过式(4)进行计算㊂A 1ˑE 11+A 2ˑE 21+A 3ˑE 31=a ˑωA 1ˑE 12+A 3ˑE 32=b ˑωA 3=A 2ˑe -λtìîíïïïï(4)式中,A 3为生成的钇-90的活度浓度,Bq /L;λ为钇-90的衰变因子;t 为锶钇分离的中间时刻到总锶测量的中间时刻的时间差;E 31为钇-90在低能能道的计数效率,%;E 32为钇-90在高能能道的计数效率,%㊂2.5㊀方法探测下限㊀㊀根据‘核电厂流出物放射性监测技术规范“的要求,核电厂液态流出物需测量季度混合样中的锶-89和锶-90,探测下限要求达到100Bq /m 3(即0.1Bq /L)㊂在实际样品分析中,通过缩短分析到测量的时间差,可忽略衰变子体钇-90对测量的影响,即通过700~850道区间内的净计数率㊁化学回收率㊁探测效率可计算出锶-89的活度浓度㊂探测下限一般用于表征方法的最小可探测活度浓度㊂探测下限按照下列公式计算:MDC =1.6452+2ˑ1.645ˑ2ˑn b ˑt b60ˑt b ˑE ˑY ˑV ˑW 2/W 1(5)式中,MDC 为方法的探测下限,Bq /L;E 为仪器探测效率,%;n b 为本底计数率,min -1;t b 为本底测量时间,min㊂对于锶-89,本底测量时间为60min,本底计数率为1.19min -1,样品体积为1L,W 1为2.1g,W 2为2.0g,仪器探测效率为35.1%,锶的化学回收率为85.0%㊂经计算,本方法的探测下限为0.04Bq /L㊂对于锶-90,其探测下限与锶-89的实际活度浓度有关㊂当锶-89的实际活度浓度小于探测下限时,本底计数率为5.63min -1,本底测量时间为60min,样品体积为1L,W 1为2.1g,W 2为2.0g,仪器探测效率为97.6%,锶的化学回收率为85.0%㊂经计算,本方法的探测下限为0.03方春鸣等:核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的液闪计数快速测定㊀Bq/L㊂当锶-89的实际活度浓度为锶-89探测下限的10倍时,锶-89在低能道产生的计数计入本底值,本底计数率为20.53min-1,其他参数不变㊂经计算,本方法的探测下限为0.06Bq/L㊂综上,锶-89和锶-90方法探测下限均能满足要求㊂2.6㊀准确度实验㊀㊀在1L核电厂液态流出物样品中,加入不同活度的锶-89和锶-90放射源,经过上述富集分离程序,进行液闪计数后的实测结果列于表4(测得量的值已扣除实际样品测量平均值)㊂表4㊀准确度实验测量结果Tab.4㊀Measurement results of accuracy experiment㊀㊀通过不同活度的锶-89和锶-90加标样实验,得出加标样的加标回收率为93%~103%之间,满足‘辐射环境监测技术规范“中关于放射性核素加标样控制指标的一般要求(85.0%~115.0%)㊂该方法准确度满足要求,可用于核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的测量分析㊂2.7㊀去污因子实验㊀㊀核电厂液态流出物中的55Fe㊁63Ni㊁51Cr㊁65Zn㊁58Co㊁60Co等β核素可能会对锶-89和锶-90的测量有干扰,在实验中须去除这些核素㊂为验证核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的分析方法对杂质的去污能力,特开展去污因子实验㊂具体实验方法如下:将1L去离子水用硝酸调节pH至2.0,加入1mL铁载体㊁镍载体㊁铬载体㊁锌载体㊁钴载体㊁锶载体溶液混合均匀后,得到混合溶液,其它步骤与实验步骤相同㊂用ICP-AES测量溶液中铁离子㊁镍离子㊁铬离子㊁锌离子㊁钴离子的浓度,测试结果列于表5㊂其中,去污因子为去污前后干扰离子量之比㊂由表5可知,干扰元素的去污因子均大于1000,在锶-89和锶-90的分析测量过程中,铁㊁镍㊁铬㊁锌㊁钴这些干扰元素的放射性同位素不会对放射性锶-89和锶-90的分析测量产生影响㊂2.8㊀实际样品分析㊀㊀在建立了完整的实验方法并对方法的性能指标进行验证后,使用该方法分析了山东某核电厂两台机组液态流出物样品,测量结果列于表6㊂核电厂液态流出物中含有较高活度浓度的氚(105~107Bq/L)和碳-14(102~103Bq/L),而采用㊀㊀㊀㊀㊀㊀表5㊀去污因子实验结果Tab.5㊀Experimental results of decontamination factor本方法对液态流出物实际样品进行测量分析,锶-89和锶-90测量结果均小于探测下限,表明液态流出物中的氚和碳-14对本方法测量无干扰影响㊂表6㊀实际样品测量结果Tab.6㊀Measurement results of actual samples3㊀结论㊀㊀(1)通过阳离子交换树脂富集液态流出物中锶-89和锶-90,以锶树脂分离锶-89和锶-90,利用液闪计数对所得到的双标记或多标记放射性核素β能谱进行解析,可以实现对核电厂液态流出物中锶-89和锶-90的快速分析测定㊂(2)样品液闪计数猝灭 计数效率曲线的测定,可以直接用内标准法或利用具有相同同位素成分的空白样品加标进行㊂(3)由于液闪计数对于所有样品配比和所用闪烁液一定的样品,只要样品的猝灭指数一致,就㊀辐射防护第43卷㊀第3期测量的准确性㊂会给出分布相同的β能谱㊂因此,样品的测量应注意检查被测样品的猝灭指数,以保证每个样品参考文献:[1]㊀Paatero J,Saxen R,Buyukay M,et al.Overview of strontium-89,90deposition measurements in Finland1963-2005[J].Journal of Environ Radioact,2010,101(4):309-316.[2]㊀Plionis A A,Gonzales E R,Landsberger S,et al.Evaluation of flow scintillation analysis for the determination of Sr-90inbioassay samples[J].Appl Radiat Isot,2009,67(1):14-20.[3]㊀吴连生,陈超峰,张兵,等.液闪谱仪对90Sr和90Y的测量方法研究[J].原子能科学技术,2016,50(01):46-53.WU Liansheng,CHEN Chaofeng,ZHANG Bing,et al.Study on determination of90Sr and90Y by liquid scintillation spectrometry[J].Atomic Energy Science and Technology,2016,50(01):46-53.[4]㊀吴连生,曾帆,王萦,等.锶特效树脂用于环境水样品中90Sr的富集,分离和测量方法研究[J].核化学与放射化学,2015,37(06):476-483.WU Liansheng,ZENG Fan,WANG Ying,et al.Application of Sr specific resin on enrichment,separation and determination of90Sr in environmental water[J].Journal of Nuclear and Radiochemistry,2015,37(06):476-483.[5]㊀Schmied S A,Brunnermeier M J,Schupfner R,et al.Dating ivory by determination of14C,90Sr and228/232Th[J].Forensic Sci Int,2012,221(13):5-10.[6]㊀Miro C,Baeza A,Madruga M J,et al.Cesium-137and strontium-90temporal series in the Tagus River:experimentalresults and a modelling study[J].Journal of Environ Radioact,2012,113:21-31.[7]㊀Desideri D,Rongoni A,Roselli C,et al.Analytical methods for the determination of137Cs and90Sr in ash of fuel pelletsused in Italy[J].Microchemical Journal,2012,103:131-134.[8]㊀Luksiene B,Marciulioniene D,Gudeliene I,et al.Accumulation and transfer of137Cs and90Sr in the plants of the forestecosystem near the Ignalina Nuclear Power Plant[J].Journal of Environ Radioact,2013,116:1-9.[9]㊀GrahekŽ,Maèefat M R.Isolation of iron and strontium from liquid samples and determination of55Fe and89,90Sr in liquidradioactive waste[J].Analytica Chimica Acta,2004,511(2):339-348.[10]㊀Lee M H,Ahn H J,Park J H,et al.Rapid sequential determination of Pu,90Sr and241Am nuclides in environmentalsamples using an anion exchange and Sr-Spec resins[J].Appl Radiat Isot,2011,69(2):295-298.Rapid determination of strontium-89and strontium-90in liquideffluent of nuclear power plant by liquid scintillation counting methodFANG Chunming,YANG Fan,GUO Xiaocui(Shandong Nuclear Power Co.,Ltd.,Shandong Yantai265100) Abstract:This paper described analysis and measurement method for strontium-89and strontium-90in liquid effluent of nuclear power plant.Strontium-89and strontium-90in liquid effluent are enriched by cation exchange resin,separated by strontium resin,and measured by low background scintillation spectrometer.The relevant measurement conditions are analyzed and studied.This method simplifies the treatment process of liquid effluent of nuclear power plant.The established method can detect multiple nuclides at the same time,and can fully meet the analysis requirements of strontium-89and strontium-90in liquid effluent of nuclear power plant. Key words:liquid effluent;strontium-89;strontium-90;liquid scintillation counting method。
流出物监测流出物监测
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气载流出物取样方法-气溶胶
在设计取样系统时，尽可能地减少微尘 在取样管道上的沉积。取样过滤器和采 样口之间的
取样管长度尽可能短， 弯头尽可能少； 选择静电效应小的管道材料，如
不锈钢；阻止凝结控制管道温度
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气载流出物取样方法-气溶胶
取样泵应能承受正常运行情况下引 起的压力变化，在取样末尾空气流 量的减小不应大于20％，或取样空 气总体积的误差不大于10％。取样 系统中安装直接读数的流量计及流 量报警设备。尽量减小取样系统的 泄漏，特别是不通过取样过滤器的 侧漏。
对于液体流出物，国际原子能机构提出 的一般性要求是在分批排放前要取样测 量，符合标准时才允许排放，然后将此 样品制成周的、月的或季节的合成样品 进行核素分析。除此之外，在排放管道 或混合井处还应设置连续监测仪表，以 及时发现异常、发出报警，以便采取必 要的措施
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流出物监测的取样和测量
监测技术能以两种方式工作
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流出物的监测方案
监测核素 除惰性气体外，仅测量总（α和β、 γ）放射性不能满足要求，除非核素组成保 持不变及排放的放射性量极小。
特殊核素 对3H、14C等低能β放射性核素及 55Fe等低能γ放射性核素的监测问题，Байду номын сангаас做 专门考虑。
取样和测量频率 确定合适的取样和测量频 率
精品课件
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流出物监测-连续测量
测量设备能向设施的操作者直接发出信 号，使之必要时能够迅速采取相应行动； （连续）
取样后进行就地或实验室测量。
两种测量技术可以相互补充。取样方法 应能获得代表性样品，测量方法必须具 有足够的可靠性、精确性和结果的可比 性
核电厂辐射环境监督性监测系统建设
核电厂辐射环境监督性监测系统建设作者：石芳王希旭林长木康君峰来源：《城市建设理论研究》2014年第04期摘要：核电厂辐射环境监督性监测系统是为保证核电厂运行环境安全而建设的，属于必不可少的环境保护设施，本文对我国监督性监测系统建设的背景及现状进行了概述，对辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统的建设进行了介绍。
并对建设规范提出了优化建议。
关键词：辐射环境监督性监测系统中图分类号：TM623文献标识码： A一、概述2012年2月8日，国家环境保护部与国家能源局联合印发的《核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设规范（试行）》（环发[2012]16号）（以下简称“规范”），将核电厂辐射环境现场监督性监测系统列为核电厂重要环保设施，要求实行“环保三同时制度”。
作为核电厂配套的环境保护设施之一，对核电厂实施监督性监测，及早发现事故隐患并发出预警信息，以便及时采取防止措施，提高核电站运行的可靠性，以保证核电厂周围辐射环境安全，对保障核电高效发展有重要意义，对缓解公众质疑核电安全有重要帮助，对提升省级环保部门辐射监测水平有重要促进，也是福岛核事故后我国进一步加强核电安全监管的重要举措。
目前，我国大陆8个在建核电省份，11个在建核电厂址的辐射环境现场监督性监测系统建设工作已经全面有序展开。
辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统第一个通过了环境保护部组织的预验收，目前设备性能稳定，系统运行良好，具有一定的代表性和可借鉴意义。
二、辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统建设辽宁红沿河核电厂辐射环境现场监督性监测系统总建筑面积约2500平方米，分为两部分：一是核电厂外围辐射环境监测系统：其中包括一个前沿站和九个自动连续监测子站。
前沿站位于距红沿河核电厂约22公里的复州城；九个监测子站中七个分布在核电厂各方位角，两个参照子站分别位于前沿站和大连子站。
二是核电厂流出物监测系统：一方面配备独立线路实现流出物监测数据的实时传输；另一方面，建设一个流出物监测实验室，并配置必要的实验室分析仪器设备。
核电站液态流出物中63Ni的快速分离与测定
㊀第41卷㊀第5期2021年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.5㊀㊀Sep.2021㊃辐射防护监测㊃核电站液态流出物中63Ni 的快速分离与测定杨有坤,保㊀莉,杨海兰,宋沁楠,李鹏翔,李㊀周,王瑞俊(中国辐射防护研究院,太原030006)㊀摘㊀要:本文通过系统调研,以Ni 特效树脂为63Ni 分离富集材料㊁低本底液闪谱仪为测量仪器,经过大量条件实验进行方法优化,建立了一套核电站液态流出物中63Ni 的快速分析方法㊂本方法取样量小,6个平行样品的化学回收率为(93.2ʃ3.6)%,放化回收率为(92.1ʃ2.8)%,探测限为67.4mBq /L ,对干扰核素去污因子高,其中对Fe ㊁Co ㊁Zn ㊁Mn 的去污因子分别为102㊁104㊁102及104,分析周期短(约9h ):同时使用建立的方法进行了液态流出物样品的分析,证明本方法可应用于核电站液态流出物的快速监测,并发现不同类型反应堆运行时液态流出物中63Ni 的浓度可能会存在较大差异㊂关键词:液态流出物;63Ni ;Ni 特效树脂;液闪计数法中图分类号:TL75+1;O657.4文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2020-12-22作者简介:杨有坤(1994 ),男,2016年毕业于南华大学辐射防护与环境工程专业,2019年硕士毕业于中国辐射防护研究院辐射防护及环境保护专业,研究实习员㊂E -mail:1216981116@㊀㊀63Ni 是一种纯β辐射放射性核素,属于反应堆及加速器的重要活化产物之一㊁半衰期长(T 1/2=100.1a),核素毒性为中毒组㊂63Ni 所发射的β射线能量较低,射线能量最大值为66.95keV㊂针对核电站而言,由于金属镍的传热性能好,因而被广泛应用于反应堆不锈钢材料㊁铝合金材料㊁混凝土以及石墨中㊂当反应堆运行时,由于主回路水中的金属镍通过酸碱腐蚀而部分溶解,并随之进入反应堆冷却水中,在冷却水中的稳定金属镍(62Ni),经过中子活化反应62Ni (n,γ)63Ni产生63Ni;同时,冷却水中的稳定金属元素铜经过中子活化反应63Cu(n,p)63Ni 也会产生63Ni㊂在核电快速发展的大背景之下,对核电站的流出物监测就显得尤为重要㊂我国参照欧美核电国家经验,并结合我国实际情况,制定了核电站液态流出物的一般规定,其中的流出物监测计划规定了3H㊁58Co㊁89Sr㊁90Sr㊁5134Cs㊁137Cs 等核素,但并未提及63Ni[1]㊂欧盟委员会在2010年发布的辐射防护第164号报告 欧盟各国核电站以及核燃料后处理厂房的放射性流出物 中,可以看到很多西方核电大国(如德国,法国等)都开展了关于液态流出物中63Ni 的监测,但我国对这一重要人工核素并没有开展监测,存在着缺项㊂丁二酮肟络合方法是目前进行镍分离纯化最常采用的方法之一,GB /T 14502 1993[2]是目前关于水中63Ni 测量的唯一国家标准方法,该方法使用三正辛胺-甲苯进行萃取,再使用丁二酮肟与样品中的镍形成络合物,使63Ni 与活化产物及钙㊁镁等常量离子分离,用高氯酸破坏剩余的丁二酮肟,将样品中的镍分离出来,最后使用液体闪烁计数器测量样品中63Ni 的活度㊂一般情况下,镍与丁二酮肟络合需要一定的化学条件,在进行络合反应前,需要将样品中其他杂质核素去除[3-6];络合物生成后,也需要通过萃取㊁反萃取等方式,将样品进一步纯化[7-10]㊂美国能源部(DOE)的监测方法纲要手册(DOE,1993)[11]列出了涉及镍特效树脂的典型化学分离方法,这种方法用于确定溶液中63Ni 的活度㊂首先使用放化分离将样品中的杂质核素分离,然后使用镍特效树脂进行样品中63Ni 的富集,最后使用液体闪烁计数仪进行测量㊂但是文献中仅有实验方法及流程概述,并未给出实验流程中的关键技术条件㊂本工作拟定了核电站液态流出物中63Ni 的分析方法并进行方法验证,同时参考美国DOE 的方法纲要手册(DOE,1993)给出的实验方法,最终建立使用氢氧化物沉杨有坤等:核电站液态流出物中63Ni的快速分离与测定㊀淀法作为前处理方法,使用阴离子交换法结合Ni 特效树脂法作为63Ni的分离富集方法,并对方法的性能指标进行验证,另外使用该方法分析了3个核电站的液态流出物样品㊂1㊀实验部分1.1㊀试剂与仪器㊀㊀63Ni标准溶液:5.24ˑ102Bq/g,美国NIST;镍载体溶液,浓度为20mg/mL;铁㊁钴㊁锶㊁锌㊁铯㊁锰载体溶液,浓度均各自为10mg/mL;阴离子交换树脂柱:用湿法将美国Bio-Rad公司的AG1ˑ8树脂(100~200目)自然下沉装入交换柱中,柱床高120mm,内径7mm,用少量9mol/L的盐酸平衡交换柱;镍树脂柱:用湿法将法国Triskem的NI-B50-A镍特效树脂(100~150目)自然下沉装入树脂柱中,柱床高120mm,内径7mm,用少量0.2 mol/L的柠檬酸铵(氨水调节pH=9)平衡树脂柱; Ultima Gold LLT闪烁液㊁Ultima Gold AB闪烁液,美国PE公司;自配闪烁液:将PPO和POPOP溶于甲苯中,再与曲拉通X-100均匀混合㊂Quantulus1220超低本底液闪谱仪,美国PE 公司产品;原子吸收分光光度仪,美国Thermo Fisher公司产品㊂1.2㊀拟定的分析程序㊀㊀核电站液态流出物中的放射性核素除3H㊁14C㊁89Sr㊁90Sr㊁55Fe㊁63Ni外,还存在54Mn㊁58Co㊁㊀㊀㊀㊀㊀60Co㊁65Zn㊁124Sb㊁131I㊁134Cs㊁137Cs等,因此考虑使用多种方法结合的方式对样品进行分析㊂主要选择氢氧化物沉淀法作为液态流出物样品的前处理方法,选择阴离子交换结合Ni特效树脂的方法进行63Ni的分离富集,选择液闪法作为63Ni的测量方法,并选定待测样品与闪烁液的配比为5ʒ10㊂用原子吸收光度仪测量溶液中稳定元素铁㊁钴㊁锶㊁锌㊁铯含量㊂拟定的实验流程如下:1)量取0.1~1L的样品于烧杯中,依次加入2~10mg的Ni㊁Fe㊁Co㊁Sr㊁Cs㊁Zn载体;2)用2mol/L的NaOH溶液调节样品的pH~ 9左右,然后将溶液离心,离心后弃去上清液;3)用pH=9的NaOH溶液洗涤2~3次沉淀,继续离心并弃去上清液;4)用9mol/L的HCl溶解沉淀后,转入阴离子交换柱中,收集流出液以及淋洗液;5)将流出液与淋洗液蒸至近干,加入1mol/L 的HCl溶解残渣,再加入1mol/L的柠檬酸铵,用氨水调节至溶液pH~9;6)将溶液转入镍树脂柱中,弃去流出液与淋洗液;7)用3mol/L的HNO3溶液解吸Ni,收集解吸液;8)将解吸液蒸至近干,然后用0.5mol/L的HCl溶解残渣,得到待测样品溶液,用同浓度的HCl将待测样品溶液定容于10mL容量瓶中㊂此溶液部分(5mL)用于液闪测量,部分用于原子吸收光度计分析稳定元素含量㊂液态流出物中63Ni的放射性活度浓度可按照公式(1)计算:C=(n-n b)ˑV160ˑEˑVˑYˑV2(1)式中,C为液态流出物中63Ni的放射性活度浓度, Bq/L;n为样品计数率,min-1;n b为本底计数率, min-1;E为探测效率;V为取样体积,L;Y为Ni的全程化学回收率;V1为样品定容体积,mL;V2为样品测量体积,mL㊂1.3㊀条件实验1.3.1㊀镍树脂柱解吸实验㊀㊀在完成Ni特效树脂的淋洗步骤后,向树脂柱中加入30~35mL浓度为3mol/L的HNO3溶液准备解吸,同时准备6个新的液闪瓶,依次编号1~6号之后再称重并记录瓶重㊂用液闪瓶按顺序收集流出液,每收集5mL就更换新的液闪瓶(利用称重折算解吸液重量),直到6个液闪瓶全部收集完毕后,使用原子吸收分光光度仪测量6个样品溶液中Ni的含量,绘制出镍树脂柱解吸曲线图,示于图1;最后将每一份解吸液样品中Ni含量相加后得到解吸液中Ni的总量,再与实验开始时加入的Ni载体含量进行比较,得出以下推论:解吸Ni特效树脂实验所需解吸液(浓HNO3)体积至少需要30mL㊂1.3.2㊀优值因子实验㊀㊀使用液闪谱仪进行63Ni活度浓度的测量时,针对不同的放射性核素,不同闪烁液对探测效率㊀辐射防护第41卷㊀第5期图1㊀镍树脂柱解吸曲线Fig.1㊀Desorption curve of nickel resin column等测量参数存在一定影响㊂Ultima Gold LLT 闪烁液和Ultima Gold AB 闪烁液,是实验室最常使用的两种水溶性闪烁液,与㊀㊀㊀㊀㊀无机样品溶液的均可互溶;自配闪烁液是按照一定配比进行配制的闪烁液,在性能上与商品闪烁液无明显差别㊂使用3种不同闪烁液进行效率刻度,在进行能谱分析时发现,并不能很好的分辨不同闪烁液的能谱㊂因此,需要通过 优值因子 FM 进行比较,优值因子可以按公式:FM =E 2/B (E 为探测效率㊁B 为本底)计算;当FM 值相差不大时,也可以将样品加入量V 考虑到其中,计算 灵敏度优值 SM =(E ˑV )2/B ,进行比较㊂实验数据列于表1,通过比较可以发现:Ultima Gold LLT 闪烁液在进行63Ni 测量时,具有较好的性能㊂表1㊀优值因子实验Tab.1㊀Experimental results of merit factor1.3.3㊀淬灭校正实验㊀㊀向相同体积的空白样品中加入等体积的浓度分别为0㊁6㊁10㊁20㊁40mg /mL 的Ni 载体溶液,按照前文所述的实验流程进行全流程实验,将所得到的样品溶液全部定容于10mL 容量瓶中;依次取5mL 不同浓度的Ni 空白本底溶液,分别加入6个液闪瓶中,并依次编号1~6号样品;称取适量63Ni 标准溶液,依次加入各个液闪瓶,再加入10ml 商品闪烁液,摇匀后避光并测量㊂测量数据列于表2,SQP (E )值为淬灭指示参数,可以与探测效率共同拟合出淬灭-效率校正曲线,示于图2,淬灭曲线的拟合方程为:y =0.125x -15.62㊁相关性:R 2=0.929㊂表2㊀淬灭校正实验Tab.2㊀Experimental results of quenching correction2㊀性能指标验证2.1㊀方法回收率㊀㊀本研究中分别使用了稳定镍载体(氯化镍)与63Ni 标准溶液进行镍载体回收率和放化回收率实验㊂经过实验,该方法中镍载体的化学回收率为(93.2ʃ3.6)%,放化回收率为(92.1ʃ2.8)%,放化回收率与镍载体的化学回收率未发现有显著性杨有坤等:核电站液态流出物中63Ni的快速分离与测定㊀图2㊀淬灭-效率校正曲线Fig.2㊀Quenching efficiency correction curve差异,因此在以后的分析实验中,可以使用非放化学回收率代替放化回收率进行计算㊂实验数据列于表3㊁表4㊂表3㊀镍载体化学回收率实验结果Tab.3㊀Experimental results of nickelcarrier recovery rate表4㊀放化回收率实验结果Tab.4㊀Experimental results ofradiochemical recovery rate2.2㊀方法探测限(LLD)㊀㊀本方法的探测限(LLD)可以用以下公式进行计算:LLD=4.66ˑn b tbˑV160ˑEˑVˑYˑV2(2)式中,LLD为方法探测限,Bq/L;n b为本底计数率,min-1;t b为本底测量时间,min;E为探测效率;V 为取样体积,L;Y为Ni的全程化学回收率;V1为样品定容体积,mL;V2为样品测量体积,mL㊂按本底计数率15.5min-1,本底测量时间200min,探测效率76.6%,Ni的全程化学回收率93.2%,取样体积0.9L,定容体积为10mL,测量体积为5mL,计算得出方法探测限为67.4mBq/L㊂2.3㊀去污因子㊀㊀核电站液态流出物中的放射性核素除3H㊁14C㊁89Sr㊁90Sr㊁55Fe㊁63Ni外,还存在54Mn㊁58Co㊁60Co㊁65Zn等,在实验中需要将这些放射性核素去除㊂去污核素选择的标准主要是以下两点: 1)选择核素主要为液态流出物中所存在的发射β射线的主要核素,在使用液闪测量过程中,对测量结果会存在影响的核素,如55Fe㊁89Sr㊁90Sr㊁65Zn㊁60Co㊁137Cs等核素㊂2)在元素周期表中,镍处于第四周期第Ⅷ族,属于过渡金属元素中的第一过渡系,在该系中,有Mn㊁Fe㊁Co㊁Ni㊁Zn这几种核素,考虑到这些核素处于同一周期且均为过渡金属元素,故在实验过程中将其考虑到被去污核素中㊂去污因子实验:按照拟定的实验流程,向空白样品中分别加入Ni㊁Fe㊁Co㊁Sr㊁Zn㊁Cs稳定元素载体溶液进行全程实验,实验结果列于表5㊂表5㊀去污因子实验结果Tab.5㊀Experimental results of decontaminationfactors3㊀液态流出物样品分析在建立了完整的实验方法,并对方法的性能指标进行验证后,使用该方法分析了国内3座在役核电站A㊁B㊁C的6个液态流出物样品㊂核电站A㊁B液态流出物取样量均为0.9L,核电站C为0.2L㊂按照拟定的实验流程进行实验,测量结果列于表6㊂㊀辐射防护第41卷㊀第5期表6㊀核电站液态流出物测量结果1)Tab.6㊀Measurement results of liquid effluent from NPP品为常规岛液态流出物样品,B-HD1和B-HD2代表同一核岛的不同液态流出物储槽的样品㊂㊀㊀核电站A㊁B㊁C所使用的反应堆型号均不相同,其中核电站A㊁C均为压水堆,B为重水堆;通过对表6中的实验数据进行比较,核电站A㊁C使用的是同一类型反应堆,液态流出物的测量结果处于同一量级是基本合理的㊂而核电站A㊁C的监测结果均比核电站B的监测结果高一个数量级,说明液态流出物中63Ni含量可能会因为反应堆类型不同而存在差异㊂国家标准GB/T14502 1993[2]是目前分析63Ni所使用的较多方法,其探测限是40mBq/L,同样也可用于核电站液态流出物的分析,但该方法的分析过程耗时较长(约22h)㊁流程繁复;而本方法分析过程耗时约为9h㊂对于部分样品存在低于探测限的情况,可以考虑增加样品测量时间㊁更换本底较低的塑料液闪瓶等方式,将探测限进一步降低,以便于可以更准确的测定样品中63Ni的活度浓度㊂4㊀结语1)通过系统研究,建立了核电站液态流出物中63Ni的快速分析方法,在实验方法中使用氢氧化物沉淀法作为前处理方法,使用阴离子交换法结合Ni特效树脂法作为63Ni的分离富集方法,并通过条件实验实现了对实验方法的优化与完善,同时还验证了该实验方法的性能指标,对干扰核素的去污因子均可达到102~103,化学回收率为(93.2ʃ3.6)%,放化回收率为(92.1ʃ2.8)%,探测限为67.4mBq/L,而国标GB/T14502 1993[2]探测限是40mBq/L,说明本文研究的分析方法可以用于核电站液态流出物中63Ni的分析㊂2)本方法相比于国家标准GB/T14502 1993[2]水中63Ni分析方法而言,简化了分析步骤㊁缩短了分析周期㊂国标方法分析用时约为22h,本方法分析用时约为9h㊂3)使用本方法对3个核电站不同堆型的液态流出物样品进行了分析,并对分析结果进行比较,发现大部分样品可以测得出结果,少部分低于方法探测限㊂不同堆型所排放的液态流出物中63Ni 的活度浓度存在较大差异㊂参考文献:[1]㊀浙江省辐射环境监测站.核设施流出物监测的一般规定:GB11217 1989[S].北京:中国标准出版社,1989.[2]㊀中国原子能科学研究院.水中镍-63的分析方法:GB/T14502 1993[S].北京:中国标准出版社,1993.[3]㊀杨怀元,王治惠,刘卫,等.反应堆退役废物中3H,14C,36Cl,63Ni和55Fe的液闪计数测定[J].原子能科学技术,1996,30(06):509-515.YANG Huaiyuan,WANG Zhihui,LIU Wei,et al.Determination of3H,14C,36Cl,63Ni and55Fe in decommissioned reactor waste by liquid scintillation counting[J].Atomic Energy Science and Technology,1996,30(06):509-515. [4]㊀卢瑛,班莹.金属材料中Ni-63的测定[J].核化学与放射化学,2000,22(1):45-49.LU Ying,BAN Ying.Determination of Ni-63in metal materials[J].Journal of Nuclear and Radiochemistry,2000,22(1):45-49.[5]㊀王萍,苏容波,吴涛,等.堆芯铝合金样品中Ni-63的液闪测定技术[J].核化学与放射化学,2012,34(3):185-188.WANG Ping,SU Rongbo,WU Tao,et al.Liquid scintillation determination of Ni-63in aluminum alloy core samples [J].Journal of Nuclear and Radiochemistry,2012,34(3):185-188.[6]㊀王萍,谭昭怡,邱咏梅,等.放射性核素Fe-55和Ni-63测定方法研究进展[J].理化检验:化学分册,2010,46(12):1477-1480.WANG Ping,TAN Zhaoyi,QIU Yongmei,et al.Progress in the determination of radionuclides Fe-55and Ni-63[J].Physical Testing and Chemical Analysis Part B:Chemical Analysis,2010,46(12):1477-1480.杨有坤等:核电站液态流出物中63Ni的快速分离与测定㊀[7]㊀Jordan N,Michel H,Barci-Funel G,et al.Radiochemical procedure and quantitative determination of the activationproduct,63Ni,in environmental soft water samples with high Ca and Mg phosphate concentration[J].Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry,2008,275(2):253-256.[8]㊀Lo J M,Cheng B J,Tseng C L,et al.Preoconcentration of Nickel-63in sea water for liquid scintillation counting[J].Analytica Chimica Acta,1993,281(2):429-433.[9]㊀Nikiforova A,Taskaeva I,Kukewa H,et al.Determination of63Ni in low level liquid radioactive waste[C]//LSC2005,Advances in Liquid Scintillation Spectrometry,2005:311.[10]㊀DOE.National technical information service[M].DOE/EM-0089T.DOE Methods for Evaluating Environmental and WasteManagement Samples:U.S.Department of Commerce,1993.[11]㊀Taddei M H T,Macacini J F,Vicente R,et al.Determination of63Ni and59Ni in spent ion-exchange resin and activatedcharcoal from the IEA-R1nuclear research reactor[J].Applied Radiation and Isotopes,2013,77:50-55.Rapid separation and determination of63Ni in liquid effluents of NPPYANG Youkun,BAO Li,YANG Hailan,SONG Qinnan,LI Pengxiang,LI Zhou,WANG Ruijun(China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006)Abstract:In this study,a rapid analysis method of63Ni in liquid effluents of a NPP was established by systematic investigation,using Ni specific resin as the separation and enrichment material,and low background liquid scintillation spectrometer as the measuring instrument.The recovery rate of six parallel samples was (93.2ʃ3.6)%,and the radiochemical recovery rate was(92.1ʃ2.8)%.The detection limit is67.4mBq/L, and the decontamination factors of Fe,Co,Zn and Mn are102,104,102and104,respectively.The analysis period is short(less than24h).At the same time,the liquid effluent samples are analyzed by the established method,which proves that the method can be applied to the rapid monitoring of liquid effluents in NPP,It is found that the concentration of63Ni in liquid effluents of different types of reactors may be different.Key words:liquid effluent;63Ni;Ni specific resin;LSC㊃出版物介绍㊃IAEA新版‘事件和应急情况通信操作手册“㊀㊀国际原子能机构(IAEA)最新出版了‘事件和应急情况通信操作手册“㊂在发生核或辐射应急情况下,国家当局需要做出什么响应?如何快速响应?在分秒必争的情况下,如何与其他国家的应急人员和IAEA进行沟通?一部更新后的旨在加强全球应急准备和响应的‘操作手册“对应急响应中出现的这样或那样的问题提供了答案㊂详细说明了国家当局和国际组织为将事件通知其他国家和国际原子能机构需要采取的步骤,以及在核或辐射应急情况下如何请求援助㊂‘手册“中的信息适用于所有成员国和相关国际组织,而且对于那些签署了‘核事故早期通报公约“或‘核事故或辐射应急情况下援助公约“的国家有特别重要的意义㊂这些签约国约占到IAEA171个成员国的3/4㊂。
核电厂流出物放射性核素监测项目探讨
核电厂流出物放射性核素监测项目探讨摘要：从目前核电厂的运行来看，为了保证核电厂正常运行，避免核电厂出现放生物泄漏，在核电厂运行中需要对核电厂流出物的放射性核素进行有效监测，通过对核电厂流出物放射性核素实施监测，掌握核电厂流出物的基本状况，防止核电厂流出物因放射物质超标造成环境污染。
关键词：核电厂流出物；放射性核素监测；方法与措施引言基于核电厂运行实际，在核电厂流出放射性核素监测过程中，应当掌握正确的监测项目，按照放射性核素的类别进行监测，保证监测能够达到实时监测和全过程不间断监测的目标，使整个核电厂流出物在放射性核素监测方面能够取得积极效果，避免核电厂流出放射性核素监测出现问题。
一、国际原子能机构推荐监测的放射性核素（一）气态流出物放射性核素监测项目对于核电厂运行而言，在流出物放射性核素监测过程中，按照国际原子能机构的推荐，需要对气态流出和液态流出的放射性核素进行监测。
在气态流出物的核素监测过程中，需要重点监测氢3和碳14的含量，以及其他的气体核素的同位素含量。
通过掌握气态流出物放射性核素的基本情况，以及核素物质含量，能够避免放射性核素过量排放的现象出现，对提高气态流出放射性核素监测效果和满足监测需要具有重要作用[1]。
同时，也能根据核电厂运行的实际需要，做好放射性核素的监测工作，气态流出放射性核素监测过程中，应当掌握监测项目的类别、监测项目的内容以及监测的具体污染物种类情况，使整个放射性核素的监测能够满足实际需要，避免放射性核素监测出现问题，影响整个流出放射性核素监测工作的进行。
（二）液态流出物放射性核素监测项目对于核电厂而言，核电厂在液体流出物中，包含的活化物和裂变物较多，由于活化物和裂变物中可能含有一定数量的放射性核素，对活化物和裂变物进行放射性核素的监测是重点。
基于对活化物和裂变物的了解，在放射性核素监测过程中，需要进行连续监测，同时，还要根据监测需要合理取样，保证监测能够满足全面性和科学性要求。
核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究
核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究摘要：核电厂安全级仪表在运行后出会出现漂移，如果不及时校准会造成严重的后果。
目前国内外监管当局均要求核电厂通过定期校准的方式管理仪表的漂移，其中大多数仪表都会被要求在1～2个换料周期内进行校准，但根据国内外大量核电厂长期运行经验的反馈，只有约5%左右的仪表会在1个换料周期内出现无法接受的漂移而需要进行校准，因此目前的方法明显过于保守。
关键词：核电厂；安全级仪表；在线监测系统；技术1核电厂安全级仪表漂移研究仪表精度是表征仪表测量值与参数真实值之间偏差的数量指标，该数值是由仪表的内在特性、测量环境及测量方式所决定的。
仪表漂移大致分为4种类型，分别为零点漂移、量程漂移、零点及量程混合漂移及非线性漂移。
本文对在近十年安全评审活动中收集到的某核电厂1、2号机组5000多组仪表数据进行了分析和研究。
经过分析，约46.5%是零点漂移，约26.5%是量程漂移，零点和量程混合漂移约占22%，非线性漂移约占3%，剩余约2%为其他原因造成的。
综上所述，仪表漂移的主要类型是零点漂移、量程漂移及零点和量程的混合漂移，这些漂移的主要特征是仪表的线性度依然保持，只是仪表的测量值与真实值出现了明显的偏差。
因此，理论上通过对仪表在线测量值的实时监测和分析就可以对仪表的漂移情况进行分析并采取相应的措施来解决该问题。
2在线监测技术实施范围一般地，核电厂会通过一系列较保守的性能试验来对仪表通道进行性能监测，这些要求会出现在核电厂技术规格书（TS）中。
为了保证这些性能指标满足要求，TS中规定了一系列的性能试验。
例如，在非能动核电厂中，TS通常规定了对执行停堆或专设安全设施功能的仪表至少每12个小时进行一次通道检查，每92天执行一次性能检查，每24个月进行一次校准。
在线监测技术一般不影响通道检查和性能检查，而着重于对校准策略的改进。
对于压力和温度仪表通道，要求执行校准的过程包含对时间常数的确认和校准。
对于没有在TS中规定的仪表通道，核电厂也会制定规程对这些仪表通道进行校准。
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LM1 /LIQUID_MO NITORS.ASP
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LM1 Liquid Sampler Specifications : Sampler Volume: Lead Thickness: Max. Pressure: Weight: 5.8 liters 4 inches 150 psig, hydrostatic tested to 225 psig 1450 pounds
核电厂液态流出物在线监测 系统监测设备调研
黄彦君
2014年8月29日
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Canberra：LEM 600 Canberra：OLM100 Saphymo：LM100s Miron: LM 211S VF：LEM系列 Apantec：LM1 FLUKE：Off-line Liquid Effluent Monitor
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LM100S - In-line liquid monitor In-line liquid volumetric activity monitoring The Liquid Monitor LM100S is used for continuous monitoring of liquid effluents volumetric activity. This monitor is designed to complete all monitoring systems in nuclear facilities (reprocessing plants, nuclear power plants, accelerators, research laboratories…), where continuous monitoring of liquid effluents volumetric activity is required.It is generally used for low volumetric activity monitoring under normal operating conditions. The monitor displays the measured volumetric activity and triggers alarms whenever preset threshold levels are exceeded. The LM100S is part of the SYSRAY RMS system. Specifications: Monitored radiationγ Energy100 KeV to 2,5 MeV Detector1"1/4 x 1" NaI Scintillator Measuring range103 to 109 Bq/m3 lead shielding10 cm TID100 Gy Temperature - Operational+5 to +40°C - Occasional+5 to +55°C - Effluent temperature+10 to +60°C
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FLPRODUCTS/LIQUID-MONITORS/
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PRODUCT LINE DESCRIPTION
Our liquid monitors detect radiation in effluent releases or operational processes and use a 1¼"x1" NaI scintillation detector inside a liquid sampler with 4 π lead shielding to detect gamma emitting isotopes. A radioactive source is built into the NaI crystal which allows drift compensation whenever temperature changes occur. •On-line, off-line, in-line and/or adjacent-to-line liquid monitors •Scintillation detector NaI (Tl) 1 ¼ “ X 1” •Measurement range: 10-7 to 10-1 μ Ci/Cc •1E qualification and embedded safety-related software •4π 2” shielding or 4π 4” shielding •Embedded 241Am source for temperature drift compensation •Available under 10 CFR 50 App. B, ASME NQA-1 and IEC61226 programs for safety related applications
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LEMS 600（秦山核电厂现采用系统）
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OLM100（可能为秦山拟改进的系统）
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LM100S
/RADIATION-MEASUREMENT/RADIATIONMONITORING-SYSTEMS/LM100S-IN-LINE-LIQUID-MONITOR/253.HTM
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VF：LEM系列
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LM1 LIQUID MONITORING SYSTEM The LM1 monitoring system consists of a SD202N gamma scintillation detector withSDA3E preamplifier/SCA unit, local RM1W display and control unit, LS44 liquid sampler, liquid pumping system, and local cables to interconnect the system electronics. The detector will continuously measure the gamma energies from the liquid sample stream and provide nuclear pulses to the preamp/SCA. The preamplifier/SCA unit can be set to operate in differentiate mode measuring up to three regions of interest, or it can be operated in integrate mode measuring gross gamma activity. The LM1 liquid monitoring system will achieve a lower limit of detection of 2.7E-8 uCi/cc of Cs137 in a 10 uR/hr Cs137 gamma background with ten minutes integration time and two standard deviations of background.