核设施通风过滤器放射性实时监测可行性模拟研究.pdf

第44卷第3期核电子学与探测技术Vol.44No.3

2024年5月NuclearElectronicsDetectionTechnologyMay.2024

核设施通风过滤器放射性实时监测

可行性模拟研究

谢永骥,马翔凤,程璨²,夏永震,秦文超,张伟,王欣1

（1.中国核电工程有限公司，北京100840;2.南京航空航天大学，南京211106)

摘要：为优化测量核设施通风过滤器放射性水平中工作人员手持便携式仪表贴近过滤器测量的现

状,模拟研究了将射线剂量率测量设备放置于通风过滤器内部实时监测的可行性。采用MCNP程序

分别对GM管探测器和闪烁体探测器进行了模拟计算，并进行了优化设计。研究结果表明：该方法切实

可行，具有良好的应用前景。

关键词：通风过滤器；放射性监测；模拟分析

中图分类号：TL81文献标志码：A文章编号：0258-0934(2024)3-0523-05

0引言量率监测设备放置于通风过滤器内部，以实现

实时监测过滤器滤芯的放射性水平,还可减少

核设施通风过滤器作为通风设施设备之人员的外照射，便于运行和管理。采用MCNP

一，主要作用是过滤掉空气的杂质以及放射性程序分别对GM管探测器和闪烁体探测器进行

污染[。通风过滤器中滤芯的放射性核素随了模拟分析,结果表明：将射线探测器置于

着时间会不断的积累，当剂量率超过阈值时需通风过滤器内部，对通风过滤器中滤芯的放射

及时进行更换。目前通风过滤器中滤芯的剂量性水平进行实时监测是切实可行性的。

率测量主要依靠工作人员手持便携式仪表贴近

1模型构建

过滤器进行测量，工作人员因此会接受额外放

射性照射,且测量结果具有一定人为误差,针对1.1建立几何模型

这种情况有必要对滤芯的放射性进行实时监模拟采用MCNP程序进行计算,对实际的

测。目前针对通风管道内的放射性测量,通常通风设备结构进行简化,在MCNP程序中构建

是对放射性气体进行测量分析，通过设置取样包括滤芯、盖子和外部壳体的结构，其中滤芯材

气体管道或者直接利用取样设备对气体进行连料为玻璃纤维滤纸,其他结构为304不锈钢,建

立的几何模型二维和三维图如图1所示。

续抽取，之后送至探测单元进行测量[2.3]。然

而这种方法无法对固定在通风设施内部的过滤1.2放射源项描述

器放射性进行直接监测分析。本文探讨了将剂在模拟过程中,只考虑6°Co和137Cs两种放

射源。其中137Cs发射0.662MeV的射

收稿日期：2023-10-31线,Co发射1.17MeV和1.33MeV的射线，

3种射线的抽样比例为2：1：1（0.662MeV：

作者简介：谢永骥（1990一）,男,工程师，主要从事辐射

监测设计研究,E-mail:xieyj@cnpe.cc。1.17MeV：1.33MeV）。考虑到气体进人到滤

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芯后被富集，放射性物在滤芯上的分布是不均