Способ контроля активности радионуклидов инертных газов на ядерных реакторах

 

Изобретение относится к измерению ядерных иплучений и может быть использовано для анализа радионуклидного состава газоз в теплоносителе и газовых выбросах атомных объектов. Цель изобретения - расширение (Ляяст применения путем определения радионуклидов в жидких техиологических средах. Способ включает отвод газов из воздуховодов в измерительиу камеру и определение радиоактивности газов на спектрометр, Возможность измерения радионуклидов и в жидких средах достигается дегазацией газов из жидких сред, подачей их в воздуховод, расход воздуха через который существенно вьмс расхода газов, и подачей их измерительную камеру. 1ри этом фиксируют и измеряют расхгды жидкой среды через дегазатор, а газон через воздуховод, а также коэффициенты радионуклидов из жидкой среды, время их транспортировки к измерительной камере и объемные активности каждого радионуклида, что дает РОЭМОЖНОСТЬ определить активность радионуклидов в жидких средах. 1 ил., 2 табл. г (Л

СОЮЗ СОВЕТСНИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСНИХ

РЕСПУБЛИН (l9l (И! (51)5 С О1 Т 1/167

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕН

K А BTOPCKOMY СНИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НОМИТЕТ

ПО ИЗОБРЕТЕНИЯМ И ОТНРЫТИЯМ

ПРИ ГКНТ СССР (46) 15.06.92.Бюл. !! 22 (?1) 4?77377/25 (22) 06.!»7.87 (72) (,! .Деоптьев, С.Н.Некрестьянов и Jl. !!.!"!îñê»»»»»» (53) 546.79(088.8) (56) Ги»»ельште»»н f!. ., Мапкевнч . В. и др. Система а»»тол»ат»»»еского радиометрического ко»»т!»о»»я ради(»хими»pc кого состава тепло»»осителя 1-го контура А .)С с 883P. — И кн. Радиационная fie î»»àñ вост» и защита А И:, !!пд род. Н».А, Егорова. М.: »нергоиэдат, (981, вь((». 6, с. 245-251. (54) (:(((»((Jli К(»!(ТГ(И!Я AKTHB»!ОСТИ РАДИОНУК.(ЦЩОР ИНЕГ1 НЫХ ГА:ЗОВ НА Я, !ЕРН!»!Х

ГЕАКТ(1! АХ (5?) ((зобретсвне относится х измерению яц(рных и-,лучений и может быть

Hc .пользова»»о для овал»»эа радионуклнд»»ого со-тава газов в теплоносителе и газовых выбросах атомных объектов, Изобретение относится к измерению ядерны»r. излучений, точнее к способам анализа радионуклидного состава тех»»ологических сред атомнь»х энергетических установок, и может быть использовано при контроле радиоактивных газов в теплоносителе и в выбросах атомных электростанций, других о >„сктов атомной энергетики> осущест»».племом с целью оценки состояния активной эоны и охраны окружающей среды от радиоактивных загрязнений, Цель изобретения — расширение области применения путем определения

Цель изобретения - раса»ирение области применения путем определения радионуклидов в жидких технологических средах. Способ включает отвод газов иэ воэдуховодоb в измерительную камеру и определение радиоактивности гаэов на спектрометре. Возможность измерения радионуклидов и в жидких средах достигается дегазацией газов из жидких сред, подачей их в воэдуховод, расход !»оэдухя через который существенно вью»е расхода газов, и подачей их ° мзмерительную камеру. !!ри этом фе»ксируют и измеряют расхеды жидкой среды через дегазатор, а газов через воздуховод, а также коэффициенты радионуклидов из жидкой среды, время их транспортировки к измерительной камере и объемные активности каждого радионуклида, что дает воэможность определить активность радионуклидов в жидких средах. 1 ил., 2 табл. радионуклидов в жидких технологических средах, Способ поясняется чертежом. Использованы следующие обозначения: проточная измерительная камера 1; гамма-спектрометр 2; вентили дсгаза,тора 3; измеритель расхода ж» »кой среды через дегазатор 4; дегаэатор

5; сброс дегазироваиной жидкости Ь; отвод выделяющихся газов 7, воэдуховоды 8; вентили измерительной камеры 9, измеритель расхода газа по

10; воздуходувки 11,12.

1529952

Gj а =- a ---- — ехр(Ъ t ) hs !< у и! °

45 где %; — постоянная радиоактивного распада i-го радионуклида.

Время транспортировки радионуклидов до измерительной камеры (t„ )

iJ может быть определено несколькими способами.

Первый вариант. При фиксированных расходах жидкой ((„,) и газовой (G>< ) сред измеряют объемную активность короткоживущего нукцида, наприиер оз xKr, и долгоживущего, например Xel " в j-Й точке контроля (а „,) и (а a<) соответственно. После чего устанавливают новый расход жидкости через

Коп троил радионуклидов осуществляют следующим образом. Открывают один иэ М вентилей 3 и устанавливают непрерчпный проток жидкости через легачптор 5. Выделяющиеся газы через

5 отвод пилеляющихся газов 7 непрерывно отводят в один иэ воэдуховодов 8 (j-й) вентиляционной системы, расход . по которой (G ) много больше расхода

1,г гпэа через дегазатор 5 (GÄ ) и под" держинается постоянным с помощью воэ-

I духодупки 11. Открывают один иэ вентилей иэмефитбльной камеры 9 и соединяют укаэанный воэдуховод 8 с иэмери- 15 тельной камерой 1, Посредством воэду" ходунки !2 часть потока отводят иэ воэдухопода 8, прокачивают с расходом, который задают вентилем иэиерительной камеры 9, через измерительную камеру 1 и возвращают в воздуховод 8. Измеряют расход и-й жидкой среды ((„> череэ дегаэатор 5 измери- . телем расхода жидкой среды через дегязатор 4 и расход газовой среды по

j-му воэдуховоду 8 (() с испольэова,! нием иэмерителя расхода газа по воэдуховоду !О, Фиксируют расходы укаэанных сред на период времени, ие меньший длительности измерений. При 30 этих расходах определяют коэффициенты извлечения радионуклидов из дегаэпруемой жидкой среды (ц„;) и вреия их транспортировки до измерительной камеры 1 (t „ >. После чего измеряют ! 35 объемную активность радионуклидов в воздухе, выбрасываемом через j-й воздуховод 8 (а ;), с помощью гаммаспектрометра 2 и рассчитывают одновременно удельную активность каждогО

i-ro нуклида в и-й жидкой среде по уравнению дегаэатор 5 ((n2) у отличающийся от первоначального настолько, чтобы иож1 ио бмпо определить изменение активности газа в изиерительной камере 1, например в 1,5-2 раза. Фиксируют моиенты времени изменения расхода среды (кв) и изменения загрузки гаимаспектрометрического тракта (с ).

Вновь измеряют активность нуклидовреперов короткоаивущего (а !»y ) и долгоимвущего репера (a> <) и убеждаются в стационарности режима работы реактора, газовыделения в дегазаторе

5 и переноса радионуклидов. Для этого может быть использован, например, критерий

«с 38г (2) а)Л! где 8! - среднеквадратическая ошибка измерения на гамма-спектрометре 2 обусловленная статистической природой радиоактивного распада, выраженная в долях единиц. При соблюдении критерия (2) время транспортировки радионуклидов от источника к 1-й точке контроля может быть рассчитано для любого расхода газа (С ) и жидкости через дегазатор 5 (С ) по п урав нению

Gng Gn1

3>kl

+ --- — — -"- — -- — 1п - --- ) (3)

С„(С и — С„ ) Ъ» а!» где Ъ » - период полураспада короткоаивущего нуклида-репера.

Другой вариант, При известных длине (1;) и диаметре (R;) трубопроводов, соединяющих и-ю жидкую среду с дегазаторои 5, находят их объем (Ч„) расчетным путем по формуле (4)

Объем газовых коммуникаций (y )

1 рассчитывают по формуле

Ч, Gj tj (5) где время задержки гав находят при расходе G> как разность между иоиентом иМиекции калибровочного rasa в дегаэатор 5 и иоиентои регистрации его в измерительной камере 1. Тогда полное время транспортировки радионуклидов от и-й жидкой среды до j-A точки контроля при расходе жидкости через дегазатор 5 С„ и расходе воздуха С! находят по соотношению

1529952 а р, 7)

n,i

Повторяют укаэанную процедуру при всех требуемых расходах жидкости.

Второй вариант. Определяют объемную активность радионуклидов в потоке и-й среды (а„,) с использованием специального гамма-спектрометра 2 и одновременно по предлагаемому методу (а „, ), положив в уравнении (1) коэффициент дегаэации (d,, - 1, Pàñчет действит льных коэффициентов выделения радионуклидов в дегаэаторе 5 ведут по формуле

P (i1„.; = a„; /ал„, (8)

Для проверки эффективности способа были выполнены эксперименты на реакторе с водой под давлением. Использовалась система контроля радионуклидов в газовых выбросах. Объем проточной измерительной камеры бып равен 28 л, гамма-спектрометр включает Се-Li детектор типа ДГДК-63А и многоканальный амплитудный анализатор типа 1.Р4900. И качестве дегазатора служил пробоотборный шкаф. Измерение расхода теплоносителя при проливе его в шкаф осуществлялось с помощью калиброванной емкости объемом 1 л н секундомера.

Значения расхода выбрасываемого через вентсистему воздуха, к которой бып подключен вытяжной шкаф, брались по результатам последней их проверки метрологической службой и практичес0g ао ав С exp(h,t,в ) (10) где а о а; — объемная активность

i-го радионуклида в теплоносителе и в выбрасываемом воздухе соответственно, Ки/Л; S, — плрщадь реперногv

5р фотопика 1-го нуклида, имп; t„ — цлительность экспозиции, c.; 1у, — выход гамма-квантов на распад, кв,знт/распад; fg,— эффективность рег страции гамма-квантов, имп/квант; Ч„

55 объем измерительной камеры л Со

С — расход теплоносителя H воздуха соответственно, л/ч; Ы„ — коэффициент дегазаиии, доли ед.; h; — и;.с— тоаннаа радиоактивного распада, с

Vn У (ь1 ф --а

С, где V n u V > определяются выражениями (4) и (5).

Коэффициенты выделения радионуклидов в дегазаторе могут быть найдены также разными способами, Первый вариант, Пробу жидкости на выходе дегазатора 5 отбирают в калиброванную емкость и измеряют в ней остаточную активность газов еет (а „; ) на гамма-спектрометре 2, Одновременно определяют активность радионуклидов в j-м воэдуховоде 8 вентиляционной системы, которая связана с дегаэатором 5, и по уравнению (1), полагая коэффициент дегазации

Ы „; 1, рассчитывают их активность в и-й жидкости (а „; ). После чего определяют действительные коэффициенты выделения радионуклидов в дегаэаторе 5 иэ данной ж щкости, используя соотношение ки сонпапани с проектной производительностью вентагрегатс в (10ti0 м /ч) .

Контроль расхода воздуха через нзме— рительную камеру ос гпестялялся по показаниям ротаметра и соетявлял

50 л/мин, колебания em не прес.лали 5%. Определение остаточной ности радионукл>щов ИРГ в дсгязнро10 ванном теплоносителе осуг ествлялось методом дискретного отбора проб со дна шкафа в калиброванные стеклянные бюксы с последующим гамма-спектрометрическим анализом их активности

15 в лабораторных условиях. Путем отключения подачи теплоносителя с фиксацией момента его отключения и момента резкого снижения скорости c÷åòë

20 на участке спектра, соответ<-твующ и реперному пику ксенона-!35 с энергией 250 кэВ, было найдено время доставки газа от пегазатора дп измерительной камеры, которое составило

30 с. По известному объему пробоотбо! ной линии (2 л) и расходу (О,1 л/с) было найдено время доставки пробы к дегазатору (20 с). Суммарное время задержки составило 50 с, Выполненн эксперименты. в ходе

30 которых расход теплоносителя изменялся ступенямн, а все оста.паны» нарамс ры фиксировались. При этом реактор работал на стационарном уровне мощности. Измерялась активность воздуха и рассчитывалась активность радионуклидов в воздухе по известной формуле

51 а )

3 7 10 t I Ч к и одновременно в теплоносителе по формуле

1529952

Изобретение обеспечивает возможность достоверного контроля радионуклидов инертных газов на ядерных реакторах одновременно и в газовых выбросах, и в жидких средах.

40 н ре и я поста нк и радионуклидов

AT теплоносителя к измерительной камеpf . с ° (1олученные результаты представле. ны а таГл. 1. Видно, что значения активностей радионуклидов в теплоносителе, найденные при различных его расходах, совпадают в пределах погрешностей гамма-спектрометрических измерений. Это свидетельствует о воспроизводимости метода. Таким образом реализовано одновременное определение активности радионуклидов инертных радиоактивных газов в жидкой среде и газовых выбросах.

Для доказательства количественного определения радионуклидов в жидкой среде бьли поставлены сопоставительные эксперименты. При этом для измерения радионуклидов непосредственно в жидком теплоносителе использовались дополнительный гамма-спектрометр и спепиальное устройство для очистки потска теплоносителя от мешающих 25 радионуклидов иода на ионообменных фильтрах, Коэффициент извлечения

ИРГ иэ теплоносителя рассчитывался по формуле (7) и составлял при расхопе О,! л/с для ксенона О,б9; криптона 0,84; аргона 0,95 отн.ед. Объемные активности рассчитывались по формуле (1О). Результаты представлены в табл. 2. Предлагаемый метод не имеет существенных систематических погрешностей, т.е. позволяет получать Зэ количественные данные. формул а и э о б р е т е н и я

Способ контроля активности радионуклидов инертных газов на ядерных реакторах, включающий отвод части потока газов иэ ноэдуховода, пропускание его с заданным расходом через измерительную камеру, определение радиоактивности газов в выбросах с помощью гамма-спектрометра> о т л ич а ю шийся тем, что, с целью расширения области применения путем определения радионуклидов н жидких технологических средах, последова" тельно соединяют каждую и-ю иэ И отдельных жидких сред с пегазатором, выделяющиеся из этой жидкой среды газы непрерывно отводят в дополнительно введенный j-й воздуховод, расход воздуха по которому Г; устанавливают м..ого больше расхода газов, r выделившихся из жидкой среды G соединяют с этим воэдуховодом измерительную камеру, фиксируют и измеряют на двух участках образованного тракта расходы сред: жидкой GII— через дегаэатор и газовой С вЂ” по воздуховоду, определяют коэффициенты извлечения (д„; каждого i-го радионуклида иэ и-й жидкой среды и время их транспортировки г „ до измерительной камеры через j-й воэдуховод, после чего измеряют объемную активность а " каждого i-ro радионуклида и на1I ходят объемные аКтивности а „; каждого х-го радионуклида в и-й жидкой среде по формуле а„; а,,,— ехр(h; г„ )

G (до1 G II где Ъ; — постоянная радиоактивного распада i-ro радиояуклида.

I5?9952

1 Х 1

М

О

О

3I

4 а

Ц

О с

О

ttI

4l

Х

О

О

Х ев ttl

Ю 1 I

Е + 4 е а Qt Qd

1 ©! 1

ЮО "-ООЮ Ю О

» л; Ф а ° в ° ,юа, ° с ъ ° Ч! г г Юaa к: © О

О Ч О сч И в Ч

«О ° О ьоороуноно

+t t14i 1 б! I A+I < tl сч М t » ф сч < м сч л «в а в I в а «а л t4 сч сч ъ- сч ю- еч ю- сч

». г сг г с.Ф ъ/ М

° О а ооо. „О ! 1 1

О 0000О ° а Ф в О л- лО О г«О 0 О М

000 «««a «p

О +! +! +1 О О О О +1

+! л М C 4! 41 tl tl +I Ф

МOQONONQulp а л а а а а л л л а

М СО 0 Ф О1 / » е 4 " в

ООООЬООООО л» ° а °

° в» г г г

ttt М М1 СО О M л М

В В л a ° a a ° a «л

ООООООООО

kl tI +I tl Í +! tl +l +l tl .С!-Ф 0 Л ЛО ЛМО1 0

««а «а а а а « ечфллъофwлмл

Т 7

OOOQOOOQpO г гс

N ю <ч сч л л сч w е- сч

a a л a a а а в а

О < > < ) О О О О О О

Ф.! +1 l I +!+I+! !+! Ц

< \сч ФФМО 10

«В а а a a а а л а

° elf ItI М М d V М е4 г Г сГ . г

1 ! Т 1 -tl Г

ОЬОООО ° ос о

° » ° »а а м ° ° °

a ° °

/в Ф Фа О б г О(ч " -ю!ч в а а а В go а а а

Q О О О О 0 +I О 0 О

41 +! 4ч 44 +1 +! О +1+1 +1 слвллtnфp»tvф а а а а а ф в а а в

tfl .е е» е Е ч Ch -/ .l ъ-Г м %»Ф веф hei M -

Фс Ф Ch

О 4Ч С4 а»»

О О О О О л в а а «

О О ва О О

Х

1» с!

О

Х

f»

Х

О а

О

Х

О

В:(Х

1529952

Таблица 2

Объемная активность радионуклида в теплоносителе, Ки/л

Радионуклид предлагаемый известный

Составитель В.Хостерев

Редактор В.Трубченко Техред Л.Олийнык Корректор А Обручар

Заказ 2810 Тиралс 269 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по иэобретениям н открытиям при ГКНТ СССР

113035, Иосква, N-35, Рауаская наб., д. 4/5

Производственно-издательский комбинат "Патент", г.укгорпл, ул. Гагарина,!О1

Аргон-41

Криптон-85m

Криптон-87

Криптон-88

Есеион-133

Ксенон-!35ш

Ксеион-135

Ксенон-138 (3 ° 8 « О,Э) ° !О (5,2 f 0,6) 10 (8,4+ 1 ° 3) 10 (1,4 1 0,2) ° 10 (3,9 «+ 0,1) ° 1О (5,9 + tiO) 1О (4 04 Oi 1) 10 (9,7+ 1,4) 10 (3 ° 3f О ° 4) 10 (5,1+ 0,7) 10 (9,ti 2 ° 3) ° 10 (1,2 + 0,2) 1О (3,8 + 0,8) !О

Не определена (4,6 «1 0,8) 1О (t,3+ 0,3) 1О