CN113270215B - 核电厂液态流出物14c自动前处理装置及处理方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置及方法，其中，该装置包括裂解炉、冷凝池、过滤器和吸收瓶，裂解炉用于将核电厂液态流出物样水在高纯氧和催化剂的辅助下且在温度为790～810℃的条件下瞬间气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体；冷凝池用于对混合气体进行冷凝处理，以分离出夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂；过滤器用于过滤掉夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂中的残余氚化水蒸汽，得到过滤后的¹⁴CO₂，过滤后的¹⁴CO₂中³H残存率低于0.01‰；吸收瓶用于盛装NaOH溶液，以吸收过滤后的¹⁴CO₂，从而得到吸收液。本发明可实现自动化与准确性二者的统一。

Description

核电厂液态流出物14C自动前处理装置及处理方法

技术领域

本发明涉及核电厂液态流出物¹⁴C监测技术领域，尤其涉及一种核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置及处理方法。

背景技术

水体放射性监测工作一直是我国环境辐射监测工作的重要方面。核电厂液态流出物的排放是水体中放射性的重要来源之一，其中含有的¹⁴C尤其需要引起重视。

¹⁴C是碳元素的放射性同位素，其半衰期长达5730年，是纯β辐射体，最大能量是156keV。¹⁴C具备高的同位素交换率以及较强的环境迁移能力，极易参与生物圈的碳循环，通过各种渠道进入环境水体进而被活机体吸收同化，经长期累积效应能给生物体造成内照射危害。有研究表明，在一万多年的时间里，核燃料循环过程中不同阶段释放的放射性核素对全球集体辐射剂量的主要贡献来自于全球弥散的¹⁴C；此外，核电厂中、低水平废物处理的集体有效剂量几乎全部来自于¹⁴C。

2020年，日本将123万吨福岛核电站废水倾倒入太平洋的决议再一次牵动了公众敏感的神经，该项决议一经推出，就遭到了全球各界的强烈谴责，值得一提的是，针对此决议 Science特意刊文，提到核废水释放的¹⁴C易沉积并被海洋生物吸收从而对人类造成潜在影响，对此表达了担忧。

2011年至2012年，我国相继发布三部标准，对核动力厂液态流出物¹⁴C的测量提出了明确要求。截至2018年年底，我国境内运行的环境电离辐射监测点位多达1410个，其中用来监测地表水、饮用水源地水、地下水和海水等不同水体的水中放射性监测点位就共有525个，但均为人工采样点位。“人工采样+实验室分析”的传统¹⁴C分析方法以及配备的单测仪器操作繁琐、实时性弱，难以有效应对核电厂液态流出物¹⁴C长期、实时监测预警需要，研究核电厂液态流出物¹⁴C自动分析方法、研发¹⁴C自动分析系统及设备迫在眉睫。

核电厂液态流出物中¹⁴C的含量较低，为低水平放射性，同时，还存有核素³H，其含量比¹⁴C高3～4数量级，由于³H与¹⁴C能谱存在能量重叠，采用低本底辐射探测装置直接测量核电厂液态流出物中¹⁴C，受到干扰核素³H的影响较大，测量误差将不可接受。当前仍采用“人工采样+实验室分析”的测量模式，监测频次低，难以满足我国核电厂液态流出中¹⁴C实时监测需要。

针对高³H背景干扰下¹⁴C的前处理方法主要有“氚碳联测”和对¹⁴C和³H进行物理分离后单独测量¹⁴C。

“氚碳联测”的方法对样水中³H和¹⁴C的放射性活度比例有严格的控制，对后端低本底液体闪烁计数器要求高，自动化和测量精度上难于达成统一。湿法氧化法工序复杂，耗时，会造成装置复杂度大大增加；高温燃烧法操作简单，用于¹⁴C的自动分析测量前景广阔，但是测量重复性差。“氚碳联测”的方法对后端液闪测量仪器要求高，自动化和测量精度上难于达成统一。这种方法的核心必须保证A区域的脉冲事件溢出到B和B溢出到A维持在一个适当的水平，对计数条件要求比较苛刻，需要借助AEC(自动效率控制)或者AQC(自动淬灭补偿)技术，根据混合样品的淬灭程度将A、B相互间溢出的水平维持在10％～15％水平内，由于核电厂液态流出物中¹⁴C与³H的含量比例是随机的，其视工况而定，利用“氚碳联测”的方法来测量核电厂液态流出物中¹⁴C的活度浓度，对低本底辐射探测装置的计数条件要求苛刻。

采取¹⁴C、³H物理分离后单独测量¹⁴C的方法则存在吸附剂吸附效能随着使用次数下降以及冷凝装置分离后³H残存率较高的问题。分离完毕后，还需要针对两种不同赋存形态的¹⁴C 进行相应的前处理，存在的问题分别如下：

湿法氧化法进样体积大，氧化效率较低，常常需要结合加热、紫外线或者臭氧等辅助氧化手段来提高氧化效率，工序复杂、耗时，不易实现自动连续测定。

高温燃烧法进样量少，方法可达到最小可探测活度浓度较高；氧化温度控制不好容易导致进样管路压力产生变化致使进样体积重复性差；同时，催化剂的使用易产生“吸附和脱附”效应，即目标放射性核素可能被吸附在固体催化剂颗粒表面，同时，被固体催化剂颗粒吸附的目标放射性核素也逐步脱附释放出来，影响制得样品的同质性；另外，不同活度浓度样水制样过程中也会因为器壁吸附等因素，导致上一次进样残留的放射性核素进入到下一次制得样品中，影响测量结果的准确性。

发明内容

本发明旨在至少解决现有技术中存在的技术问题之一。为此，本发明的一个目的在于提出一种核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，可实现自动化与准确性二者的统一。

根据本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，包括：

裂解炉，所述裂解炉用于将核电厂液态流出物样水在高纯氧和催化剂的辅助下且在温度为790～810℃的条件下瞬间气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体；

冷凝池，所述冷凝池用于对所述混合气体进行冷凝处理，以分离出夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂；

过滤器，所述过滤器用于过滤掉所述夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂中的所述残余氚化水蒸气，得到过滤后的¹⁴CO₂，所述过滤后的¹⁴CO₂中³H残存率低于0.01‰；

吸收瓶，所述吸收瓶用于盛装NaOH溶液，以吸收所述过滤后的¹⁴CO₂，从而得到吸收液。

根据本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，具有如下的优点：第一，有利于大幅度地提高核电厂液体流出物¹⁴C测量的准确性。这是由于，一方面核电厂液态流出物样水可以瞬间完全气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体，且避免了催化剂“吸附和脱附”效应，另一方面采用了“冷凝+膜分离”的复合方法，能有效地对混合气体中的¹⁴CO₂和氚化水蒸气进行物理分离，最终过滤后的¹⁴CO₂中的³H残存率低于0.01‰，再一方面采用NaOH溶液吸收¹⁴CO₂，捕集效率高。第二、由于本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置可以自动实时地对核电厂液态流出物样水进行前处理，得到吸收液，因此，本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C 自动前处理装置可以与低本底液体闪烁计数器联用，采用“连续进样，逐个计数”的测量方式，可实现核电厂液态流出物¹⁴C自动分析，大大减少样水富集时间，无需人工值守，易于实现自动化，操作简单，满足核电厂液态流出物中¹⁴C实时监测需要。第三，可以根据实际需要选择监测频次。第四、本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置在工艺流程上进行优化，改善了前处理系统的稳定性。

根据本发明第一方面的一些实施例，所述催化剂为氧化铈。

根据本发明第一方面的一些实施例，所述冷凝池的冷凝温度为4～6℃。

根据本发明第一方面的一些实施例，还包括：

高纯氧气源；

第一管路，所述第一管路的两端分别与所述高纯氧气源和所述裂解炉相连，用于将所述高纯氧气源中的高纯氧至所述裂解炉内；

核电厂液态流出物样水源；

第二管路，所述第二管路的两端分别与所述核电厂液态流出物样水源和所述裂解炉相连，用于将所述核电厂液态流出物样水输送至所述裂解炉内；

进液泵，所述进液泵设置在所述第二管路上；

第三管路，所述第三管路的两端分别与所述裂解炉和所述冷凝池相连，用于将所述裂解炉产生的所述混合气体输送至所述冷凝池中；

第四管路，所述第三管路的两端分别与所述冷凝池和所述过滤器相连，用于将所述冷凝池分离出的所述夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂输送至所述过滤器；

第五管路，所述第四管路的两端分别与所述过滤器和所述吸收瓶相连，用于将所述过滤器分离出的所述过滤后的¹⁴CO₂输送至所述吸收瓶中。

根据本发明第一方面的一些实施例，所述第一管路上设有稳压阀、流量控制器和单向阀。

根据本发明第一方面进一步的实施例，所述进液泵为柱塞泵。

根据本发明第一方面进一步的实施例，还包括：

废液池；

第六管路，所述第六管路的两端分别与所述冷凝池和所述废液池相连，用于将所述冷凝池中的冷凝废液输送至所述废液池中；

蠕动泵，所述蠕动泵设置在所述第六管路上。

根据本发明第一方面进一步的实施例，所述第五管路上设置有流量传感器，所述流量传感器用于检测管路是否存在漏气现象。

根据本发明第一方面再进一步的实施例，还包括：

两位三通阀，所述两位三通阀安装在所述第五管路上且位于所述流量传感器和所述吸收瓶之间；

第七管路，所述第七管路的两端分别与所述两位三通阀和所述废液池相连。

根据本发明第一方面的一些实施例，所述吸收瓶具有与所述第五管路相连通的二氧化碳释放端口，所述二氧化碳释放端口密集布设有多个小孔；所述吸收瓶为细长型。

根据本发明第一方面的一些实施例，所述NaOH溶液的摩尔浓度及装填体积适于所述核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置¹⁴C的联合转换效率来间接降低分析方法的最小可探测活度浓度。

本发明第二方面还提出了一种核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理方法。

根据本发明第二方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理方法，采用根据本发明第一方面任意一个实施例的所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置对核电厂液态流出物样水进行自动前处理，包括如下步骤：

S1:在所述吸收瓶内装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液，在所述裂解炉内填充催化剂；

S2:开机准备：使得高纯氧流量达到预设流量且所述预设流量为175～185mL/min之间的一个流量值，使得所述冷凝池的冷凝温度达到预设冷凝温度，使得所述裂解炉的温度达到预设炉温且所述预设炉温为790～810℃之间的一个温度值，指示灯“绿”灯亮时，满足测试条件；

S3:设置核电厂液态流出物样水单次进样体积和单次测试时间，所述单次进样体积为160～200μL中的一个值，所述单次测试时间为20～45S中的一个值；

S4:对装置管路进行润洗：设置进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液，直至完成所需的累计进样体积为8mL；

S5:排出所述吸收瓶内的NaOH溶液，用纯水冲洗所述吸收瓶并进行干燥处理，重新装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液；

S6:吸收液制样：设置进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液，使得累计进样达体积到10mL，吸收液制样完毕后，取吸收液混入闪烁液中，震荡摇匀后，避光静置后以便用低本底液体闪烁计数器进行测量；

S7:清洗管路：待吸收液制样结束后，采用纯水清洗管路，烧纯水12mL，使得所述核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置的本底降至初始水平。

根据本发明第二方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理方法，用于采用了本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置对核电厂液态流出物样水进行自动前处理，因此，具有与根据本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置同样的优点。

本发明的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。

附图说明

本发明的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：

图1为本发明核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置的原理示意图。

附图标记：

核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000

裂解炉1 冷凝池2 过滤器3 吸收瓶4

高纯氧气源5 第一管路6 核电厂液态流出物样水源7

第二管路8 第三管路9 第四管路10 第五管路11

废液池12 第六管路13 蠕动泵14 流量传感器15

两位三通阀16 第七管路17

具体实施方式

下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，仅用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。

本发明基于“核素分离后对¹⁴C进行单独测量”的理念对¹⁴C自动前处理装置进行了理论设计与搭建。

下面结合图1来描述本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000。

根据本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000，包括裂解炉1、冷凝池2、过滤器3和吸收瓶4。其中，裂解炉1用于将核电厂液态流出物样水在高纯氧和催化剂的辅助下且在温度为790～810℃的条件下瞬间气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体；冷凝池2用于对混合气体进行冷凝处理，以分离出夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂；过滤器3用于过滤掉夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂中的残余氚化水蒸气，得到过滤后的¹⁴CO₂，过滤后的¹⁴CO₂中³H残存率低于0.01‰；吸收瓶4用于盛装NaOH 溶液，以吸收过滤后的¹⁴CO₂，从而得到吸收液。

具体地说，裂解炉1用于将核电厂液态流出物样水在高纯氧和催化剂的辅助下且在温度为790～810℃的条件下瞬间气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体。可以理解的是，裂解炉1的燃烧管内可以填充催化剂，裂解炉1可以通过电炉丝控制温度，当向裂解炉 1内同时自动连续输送核电厂液态流出物样水和高纯氧时，为了使得核电厂液态流出物样水在裂解炉1内瞬间完全气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体，可以选择合适的相对经济的催化剂(例如氧化铈)并将裂解炉1的温度控制在790～810℃之间的一个恒定温度水平处，例如，温度控制在790℃、800℃或810℃，使得核电厂液态流出物样水¹⁴C瞬间完全气化，样水中的无机¹⁴C及有机¹⁴C发生氧化反应而转化成¹⁴CO₂，得到¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体保证后端测试的精度。也就是说，裂解炉1可以在连续自动进样的情况下实时将核电厂液态流出物样水瞬间完全气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体，避免现有技术中存在催化剂“吸附和脱附”效应的现象。此外，选择了790～810℃中等温度作为燃烧温度，该温度条件下管路系统压力具备较好的恒定性，进样体积相对标准偏差不高于5％，从而解决了传统技术中针对燃烧温度影响样水进样体积导致测量结果重复性差的问题。

冷凝池2用于对混合气体进行冷凝处理，以分离出夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂。可以以理解的是，裂解炉1实时产生的混合气体可以实时自动地输送至冷凝池2中，混合气体在冷凝池2中进行实时冷凝处理。混合气体在常压下经过冷凝处理后，混合气体中绝大部分氚化水蒸气冷凝呈液态，从而得到冷凝废液，可以自动排出；而混合气体中¹⁴CO₂则不受影响，而少部分氚化水蒸气残留混合在¹⁴CO₂中，从而得到夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂，即经过冷凝池2冷凝处理分离出的¹⁴CO₂中³H残存率仍然比较高。

过滤器3用于过滤掉夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂中的残余氚化水蒸气，得到过滤后的¹⁴CO₂，过滤后的¹⁴CO₂中³H残存率低于0.01‰。可以理解的是，冷凝池2实时冷凝分离出的夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂可以实时地自动输送至过滤器3，经过滤器 3实时过滤处理。过滤器3可以选用具备单一的方向性膜材料，只让气体通过，液体则被阻挡在过滤器3一侧，例如，过滤器3可以选用0.45μm规格的PTFE材料，因此，夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂经过过滤处理后，可以将残余氚化水蒸气和¹⁴CO₂进行有效的分离，实验证明，过滤后的¹⁴CO₂中的³H残存率低于0.01‰。

也就是说，结合冷凝处理和过滤处理(即采用“冷凝+膜分离”的复合方法)，³H和¹⁴C的分离效果好，可以有效地保证后端的测试精度，从而解决了传统技术中传统上单一使用化学吸附剂或者冷凝装置实现³H与¹⁴C物理分离，存在吸附剂吸附效能随着使用次数下降以及冷凝装置分离后³H残存率较高的问题。

吸收瓶4用于盛装NaOH溶液，以吸收过滤后的¹⁴CO₂，从而得到吸收液。可以理解的是，过滤器3实时分离出的过滤后的¹⁴CO₂可以实时自动地输送至吸收瓶4，由于吸收瓶4中盛装有NaOH溶液，采用NaOH溶液吸收过滤后的¹⁴CO₂，捕集效率高，可以有效地保证后端的测试精度。得到的吸收液可以与闪烁液混合后，再采用低本底液体闪烁计数器进行¹⁴C测量。

当需要对核电厂液态流出物样水进行¹⁴C检测时，可以先利用本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000对核电厂液态流出物样水以连续进样的方式进行前置处理，得到吸收液后，再将吸收液混入闪烁液中静置一定时间后，通过低本底液体闪烁计数器进行计算测量，最后分析得到前处理系统计数变化规律。也就是说，本发明第一方面实施例的核电厂液体流出物¹⁴C自动前处理装置有利于实现“连续进样，逐个计数”的测量方式，从而解决了传统技术中催化剂“吸附与脱附”效应的问题，在完成进样品量次数检测后，可以采用纯水清洗装置管路，避免影响下一次测量结果的准确性。

根据本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000，具有如下的优点：第一，有利于大幅度地提高核电厂液体流出物¹⁴C测量的准确性。这是由于，一方面核电厂液态流出物样水可以瞬间完全气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体，且避免了催化剂“吸附和脱附”效应，另一方面采用了“冷凝+膜分离”的复合方法，能有效地对混合气体中的¹⁴CO₂和氚化水蒸气进行物理分离，最终过滤后的¹⁴CO₂中的³H残存率低于0.01‰，再一方面采用NaOH溶液吸收¹⁴CO₂，捕集效率高。第二、由于本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000可以自动实时地对核电厂液态流出物样水进行前处理，得到吸收液，因此，本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000可以与低本底液体闪烁计数器联用，采用“连续进样，逐个计数”的测量方式，可实现核电厂液态流出物¹⁴C自动分析，大大减少样水富集时间，无需人工值守，易于实现自动化，操作简单，满足核电厂液态流出物中1¹⁴C实时监测需要。第三，可以根据实际需要选择监测频次。第四、通过对本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000的工艺流程进行优化，改善了前处理系统的稳定性。

根据本发明第一方面的一些实施例，催化剂为氧化铈。可以理解的是，选择氧化铈作为催化剂，成本相对低，经济性好，该催化剂在790～810℃条件下，尤其是在800℃的温度条件下能获得较好的催化活性，氧化效率较高，能够满足¹⁴C分析的最小可探测活度浓度要求。

根据本发明第一方面的一些实施例，冷凝池2的冷凝温度为4～6℃。可以理解的是，混合气体在常压下且在冷凝温度为4～6℃的条件下，混合气体中绝大部分氚化水蒸气冷凝呈液态；而混合气体中¹⁴CO₂则不受影响，而少部分氚化水蒸气残留混合在¹⁴CO₂中，从而得到夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂。可选的，冷凝温度为可以为4℃、5℃或6℃。

根据本发明第一方面的一些实施例，还包括高纯氧气源5、第一管路6、核电厂液态流出物样水源7、第二管路8、进液泵(图中未示出)、第三管路9、第四管路10和第五管路11。第一管路6的两端分别与高纯氧气源5和裂解炉1相连，用于将高纯氧气源5中的高纯氧输送至裂解炉1内；第二管路8的两端分别与核电厂液态流出物样水源 7和裂解炉1相连，用于将核电厂液态流出物样水输送至裂解炉1内；进液泵设置在第二管路8上，可以为核电厂液态流出物样水的输送提供输送动力；第三管路9的两端分别与裂解炉1和冷凝池2相连，用于将裂解炉1产生的混合气体输送至冷凝池2中；第三管路9的两端分别与冷凝池和过滤器3相连，用于将冷凝池2分离出的夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂输送至过滤器3；第四管路10的两端分别与过滤器3和吸收瓶4相连，用于将过滤器3分离出的过滤后的¹⁴CO₂输送至吸收瓶4中。

根据本发明第一方面进一步的实施例，第一管路6上设有稳压阀、流量控制器和单向阀(图中未示出)。可以理解的是，稳压阀的主要作用是调节第一管路6的载气压力，将载气压力调节到合适值，例如，将载气压力调节至0.2MPa，以保证整个气路气压稳定。流量控制器的主要作用是进行载气流量控制，可将载气流量(即高纯氧流量)精确控制，例如将载气流量控制在180ml/min，保证测试精度。单向阀的主要作用是使载气通过单向阀进入裂解炉1中，避免载气回流。

根据本发明第一方面进一步的实施例，进液泵为柱塞泵。可以理解的是，采用柱塞泵作为进液泵，以保证进液量(即核电厂液态流出物样水的进液量)的精度和重复性，使测量结果更加准确。

根据本发明第一方面进一步的实施例，还包括废液池12、第六管路13和蠕动泵14；其中，第六管路13的两端分别与冷凝池2和废液池12相连，用于将冷凝池2中的冷凝废液输送至废液池12中；蠕动泵14设置在第六管路13上，为冷凝池2中的冷凝废液的输送提供输送动力。

根据本发明第一方面再进一步的实施例，第五管路11上设置有流量传感器15，流量传感器15用于检测管路是否存在漏气现象，意思是检测整个管路的气密性。

根据本发明第一方面再进一步的实施例，还包括两位三通阀16和第七管路17，两位三通阀16安装在第五管路11上且位于流量传感器15和吸收瓶4之间；第七管路17 的两端分别与两位三通阀16和废液池12相连。可以理解的是，两位三通阀16的作用是当采用纯水清洗装置管路时，清洗的废物从两位三通阀16的一端排出并经过第七管路17进入废液池12；当需要对核电厂液态流出物样水进行检测时，过滤后的¹⁴CO₂从两位三通阀16的另一端排出进入收集瓶中。

根据本发明第一方面的一些实施例，吸收瓶4具有与第五管路11相连通的二氧化碳释放端口，二氧化碳释放端口密集布设有多个小孔；吸收瓶4为细长型。可以理解的是，由于采用NaOH溶液作为二氧化碳吸收剂，并对吸收瓶4进行了专门的设计，即吸收瓶4的二氧化碳释放口密布有多个小孔及吸收瓶4为细长型，这样增加了¹⁴CO₂释放的均匀性以及¹⁴CO₂与NaOH溶液的接触行程，大大提高了¹⁴CO₂的捕集效率，从而可以提高本发明第一方面核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000¹⁴C的联合转换效率来间接降低分析方法的最小可探测活度浓度。

可选的，吸收瓶4可以采用聚四氟乙烯材料制成，耐腐蚀性好。

根据本发明第一方面的一些实施例，NaOH溶液的摩尔浓度及装填体积适于本发明第一方面核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000¹⁴C的联合转换效率来间接降低分析方法的最小可探测活度浓度。可选的，NaOH溶液的摩尔浓度0.5mol/L,NaOH溶液的装填体积为20mL。

本发电明第二方面还提出了一种核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理方法。

根据本发明第二方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理方法，采用根据本发明第一方面任意一项一个实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000对核电厂液态流出物样水进行自动前处理，包括如下步骤：

S1:在吸收瓶4内装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液，在裂解炉1内填充催化剂。

S2:开机准备：使得高纯氧流量达到预设流量且预设流量为175～185mL/min之间的一个流量值，使得冷凝池2的冷凝温度达到预设冷凝温度，使得裂解炉1的温度达到预设炉温且所述预设炉温为790～810℃之间的一个温度值，指示灯“绿”灯亮时，满足测试条件。需要说明的是，预设流量为175～185mL/min之间的一个流量值，可以理解为，预设流量可以为175mL/min、180mL/min或185mL/min等；预设炉温为790～810℃之间的一个温度值，可以理解为，预设炉温为790℃、预设炉温为800℃或预设炉温为810℃等。

S3:设置核电厂液态流出物样水单次进样体积和单次测试时间，该单次进样体积为 160～200μL中的一个值，该单次测试时间为20～45S中的一个值。需要说明的是，由于裂解炉1一次进样体积不能太大，因此，将单次进样体积设置为160～200μL中的一个值，例如，单次进样体积可以设置为160μL、170μL、180μL、190μL或200μL等时，比较合适。单次测试时间为20～45S中的一个值，可以理解为单次测试时间为20S、30或45S等。

S4:对装置管路进行润洗：设置进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液，直至完成所需的累计进样体积为8ml；需要说明的是，为了完成所需的累计进样体积8mL 可以通过先设置一次进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液；再重新设置一次进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液；通过重复多次设置进样频次次数，及点击“直接测试”按钮和排液的步骤后，最终使得累计进样体积为8mL，以便完成装置管路润洗。通过烧8mL的核电厂液态流出物样水，使得整个管路达到吸附平衡。

S5:排出吸收瓶4内的NaOH溶液，用纯水冲洗所述吸收瓶并进行干燥处理，重新装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液。需要说明的是，在吸收瓶4中重新装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液，适于本发明第一方面核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000¹⁴C的联合转换效率来间接降低分析方法的最小可探测活度浓度。

S6:吸收液制样：设置进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液，使得累计进样达体积到10mL，吸收液制样完毕后，取吸收液混入闪烁液中，震荡摇匀后，避光静置后以便用低本底液体闪烁计数器进行测量。

S7:清洗管路：待吸收液制样结束后，采用纯水清洗管路，烧纯水12mL，使得所述核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置的本底降至初始水平。需要说明的是，采用纯水清洗管路时，可以参照步骤S4中的“通过设置进样频次次数，点击‘直接测试’按钮，排液”这一操作模式进行类似操作，使得进纯水累计达到12ml，以使裂解炉1烧12ml 纯水，来实现清洗管路。

根据本发明第二方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理方法，用于采用了本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置对核电厂液态流出物样水进行自动前处理，因此，具有与根据本发明第一方面实施例的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000同样的优点。

下面以一个具体的例子来说明本发明核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000及方法。

在该例子中，核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000，包括：高纯氧气源5、裂解炉1、冷凝池2、过滤器3、吸收瓶4和废液池12。其中，高纯氧气源5通过第一管路6与裂解炉1相连，第一管路6上设有稳压阀、流量控制器和单向阀，裂解炉1内填充氧化铈；核电厂液态流出物样水通过第二管路8输送至裂解炉1，第二管路8上设有柱塞泵；裂解炉1通过第三管路9与冷凝池2相连；冷凝池2通过第四管路10与过滤器3相连；过滤器3通过第五管路11与吸收瓶4相连；吸收瓶4具有与第五管路11 相连通的二氧化碳释放端口，二氧化碳释放端口密集布设有多个小孔，吸收瓶4为细长型；冷凝池2通过第六管路13与废液池12相连，第六管路13上设有蠕动泵14；第五管路 11上设有流量传感器15和两位三通阀16，两位三通阀16位于流量传感器15和吸收瓶4之间，两位三通阀16还通过第七管路17与废液池12相连。

在该例子中，各个功能模块所起的作用可以参见上文，在此不在赘述。

该装置的检测操作步骤为：

步骤一、在吸收瓶4内盛装摩尔浓度为0.5mol/L且体积为20mL的NaOH溶液；

步骤二、打开核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置1000预热，高纯氧流量达到180mL/min，冷凝池的冷凝温度达到5℃左右，裂解炉1的炉温达到800℃时，指示灯“绿”灯亮时，装置满足测试条件；

步骤三、设置单次样水进样体积为200μL，单次测试时间为30s；

步骤四、进样频次次数设置为5次，点击“直接测试”按钮，排液；再次点击“直接测试”按钮，排液；进样频次次数设置为3次，点击“直接测试”按钮，排液。再重复本步骤四中的上述过程4次，累计进样体积约为8mL，对装置管路进行润洗；

步骤五、排出吸收瓶4内吸收液，用纯水冲洗吸收瓶4并进行干燥处理，重新装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液；

步骤六、进样频次次数设置为5次，点击“直接测试”按钮，排液；再次点击“直接测试”按钮，排液；进样频次次数设置为3次，点击“直接测试”按钮，排液。再重复步本步骤6中的上述过程5次，使得进样体积累计达到约10mL，制样完毕后，取6mL吸收液混入 14mLUltima GoldTM uLLT闪烁液，震荡摇匀后，避光静置4h后以便用低本底液体闪烁计数器进行测量。

步骤七、待吸收液制样结束后，采用纯水清洗管路，烧纯水12mL，使得核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置的本底降至初始水平。

在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示意性实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。

尽管已经示出和描述了本发明的实施例，本领域的普通技术人员可以理解：在不脱离本发明的原理和宗旨的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由权利要求及其等同物限定。

Claims (12)

1.一种核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，包括：

裂解炉，所述裂解炉用于将核电厂液态流出物样水在高纯氧和催化剂的辅助下且在温度为790～810℃的条件下瞬间气化成¹⁴CO₂和氚化水蒸气的混合气体；

冷凝池，所述冷凝池用于对所述混合气体进行冷凝处理，以分离出夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂；

过滤器，所述过滤器用于过滤掉所述夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂中的所述残余氚化水蒸气，得到过滤后的¹⁴CO₂，所述过滤后的¹⁴CO₂中³H残存率低于0.01‰；

吸收瓶，所述吸收瓶用于盛装NaOH溶液，以吸收所述过滤后的¹⁴CO₂，从而得到吸收液。

2.根据权利要求1所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，所述催化剂为氧化铈。

3.根据权利要求1所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，所述冷凝池的冷凝温度为4～6℃。

4.根据权利要求1所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，还包括：

高纯氧气源；

第一管路，所述第一管路的两端分别与所述高纯氧气源和所述裂解炉相连，用于将所述高纯氧气源中的高纯氧至所述裂解炉内；

核电厂液态流出物样水源；

第二管路，所述第二管路的两端分别与所述核电厂液态流出物样水源和所述裂解炉相连，用于将所述核电厂液态流出物样水输送至所述裂解炉内；

进液泵，所述进液泵设置在所述第二管路上；

第三管路，所述第三管路的两端分别与所述裂解炉和所述冷凝池相连，用于将所述裂解炉产生的所述混合气体输送至所述冷凝池中；

第四管路，所述第三管路的两端分别与所述冷凝池和所述过滤器相连，用于将所述冷凝池分离出的所述夹带有残余氚化水蒸气的¹⁴CO₂输送至所述过滤器；

第五管路，所述第四管路的两端分别与所述过滤器和所述吸收瓶相连，用于将所述过滤器分离出的所述过滤后的¹⁴CO₂输送至所述吸收瓶中。

5.根据权利要求4所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，所述第一管路上设有稳压阀、流量控制器和单向阀。

6.根据权利要求4所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，所述进液泵为柱塞泵。

7.根据权利要求4所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，还包括：

废液池；

第六管路，所述第六管路的两端分别与所述冷凝池和所述废液池相连，用于将所述冷凝池中的冷凝废液输送至所述废液池中；

蠕动泵，所述蠕动泵设置在所述第六管路上。

8.根据权利要求7所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，所述第五管路上设置有流量传感器，所述流量传感器用于检测管路是否存在漏气现象。

9.根据权利要求8所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，还包括：

两位三通阀，所述两位三通阀安装在所述第五管路上且位于所述流量传感器和所述吸收瓶之间；

第七管路，所述第七管路的两端分别与所述两位三通阀和所述废液池相连。

10.根据权利要求4所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，所述吸收瓶具有与所述第五管路相连通的二氧化碳释放端口，所述二氧化碳释放端口密集布设有多个小孔；所述吸收瓶为细长型。

11.根据权利要求1所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置，其特征在于，所述NaOH溶液的摩尔浓度及装填体积适于所述核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置¹⁴C的联合转换效率来间接降低分析方法的最小可探测活度浓度。

12.一种核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理方法，其特征在于，采用根据权利要求1-11中任意一项所述的核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置对核电厂液态流出物样水进行自动前处理，包括如下步骤：

S1:在所述吸收瓶内装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液，在所述裂解炉内填充催化剂；

S2:开机准备：使得高纯氧流量达到预设流量且所述预设流量为175～185mL/min之间的一个流量值，使得所述冷凝池的冷凝温度达到预设冷凝温度，使得所述裂解炉的温度达到预设炉温且所述预设炉温为790～810℃之间的一个温度值，指示灯“绿”灯亮时，满足测试条件；

S3:设置核电厂液态流出物样水单次进样体积和单次测试时间，所述单次进样体积为160～200μL中的一个值，所述单次测试时间为20～45S中的一个值；

S4:对装置管路进行润洗：设置进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液，直至完成所需的累计进样体积为8mL；

S5:排出所述吸收瓶内的NaOH溶液，用纯水冲洗所述吸收瓶并进行干燥处理，重新装入20mL 0.5mol/L NaOH溶液；

S6:吸收液制样：设置进样频次次数，点击“直接测试”按钮，排液，使得累计进样达体积到10mL，吸收液制样完毕后，取吸收液混入闪烁液中，震荡摇匀后，避光静置后以便用低本底液体闪烁计数器进行测量；

S7:清洗管路：待吸收液制样结束后，采用纯水清洗管路，烧纯水12mL，使得所述核电厂液态流出物¹⁴C自动前处理装置的本底降至初始水平。

Images