Способ комплексного контроля радионуклидов в выбросах ядерных энергетических установок



Способ комплексного контроля радионуклидов в выбросах ядерных энергетических установок
Способ комплексного контроля радионуклидов в выбросах ядерных энергетических установок

Владельцы патента RU 2687842:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и предназначено для контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и АЭС. Для повышения эффективности и достоверности контроля выбросов ЯЭУ отбирают пробу выбросов из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля и очищают на первом аэрозольном фильтре. Затем пробу пропускают через фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом, импрегнированный серебром, и направляют в ионизационную камеру бета-радиометра для определения суммарной активности оставшихся летучих радионуклидов. Очищенную от аэрозолей и йода пробу направляют на нагретый до 300°С катализатор для окисления находящегося в ней радиолитического водорода и его изотопов. Полученный газ охлаждают в теплообменнике, выделяя конденсат, и пропускают через барботер, заполненный раствором щелочи с величиной рН не менее 8,5. Доочищают на втором аэрозольном фильтре и выполняют бета-радиометрические измерения суммарной активности инертных радиоактивных газов с одновременным определением суммарной активности радионуклидов трития и углерода-14. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Техническое решение относится к области аналитической радиохимии и предназначено для контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и АЭС.

При эксплуатации судовых ЯЭУ и АЭС образуются более десятка летучих биологически значимых радионуклидов Ar, Kr, Хе и соединений Н, С, I, а также твердых продуктов деления и продуктов активации, которые образуют газоаэрозольные системы. Все они составляют газообразные радиоактивные выбросы. Концентрации этих радионуклидов могут колебаться в широких пределах и определяются состоянием оболочек твэлов, коррозией конструкционных материалов реактора, величиной организованных и неорганизованных протечек из технологического оборудования.

Из аэрозолей твердых продуктов делений и продуктов активации наибольшую опасность в выбросах представляют долгоживущие гамма-излучающие радионуклиды цезия и кобальта. Это кобальт-60 с периодом полураспада Т1/2=5,27 лет и энергиями излучения Еγ=1,33 и 1,17 МэВ, а также цезий-134 с Т1/2=2,1 лет, Еγ=0,86 МэВ и Еβ=0,65 МэВ и цезий-137 с T1/2=30 лет, Еγ=0,66 МэВ и. Еβ=1,2 МэВ.

Из летучих радионуклидов водород-3 - тритий (Т) (Т1/2=12,26 лет, Еβ=0,0186 МэВ) может находиться в в газообразном (Н2), в виде аэрозолей и в окисленных формах НТО или Т2О (тритиевой воды). Углерод-14 (Т1/2=5730 лет, Еβ=0,156 МэВ) также существует как в виде газов СО и СО2, так и в виде различных аэрозолей. Из инертных радиоактивных газов (ИРГ), которые и определяют активность выбросов, основной интерес представляют долгоживущие ксенон-133 (Т1/2=5,27 сут, Еβ=0,346 МэВ, Еγ=0,081 МэВ) и криптон-85 (Т1/2=10,76 лет, Еβ=0,67 МэВ, Еγ=0,514 МэВ). Радиойод занимает особое положение вследствие его высокой химической активности и радиационной опасности. Он может присутствовать в виде аэрозолей, молекулярного йода (I2), соединений HI, CH3I и др. Как источник облучения наиболее важным радионуклидом йода является йод-131 (Т1/2=8,05 сут, Еβ=0,806 МэВ, Еγ=0,723 МэВ), на который приходится до 99% всего выхода йода.

При очистке технологических газов АЭС наибольшее распространение получила технологическая схема, включающая очистку от дейтерия вместе с тритием (путем окисления их до D2O или Т2О [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000. - С. 33-48], очистку на аэрозольных и йодных фильтрах, а также очистку от ИРГ на активированном угле. В литературе установки, использующие этот способ, называют радиохроматографическими газовыми системами (РХГС), а отечественные установки получили название систем очистки газов (СОГ) или установок подавления активности (УПАК). Благодаря очистке, в окружающую среду попадают лишь сотые доли процентов радиоактивных газов АЭС.

Соответственно согласно СП АС-03 [Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АС-03, М., Минздрав России, 2003] контрольными уровнями (КУ) выбросов радиоактивных газов и аэрозолей АЭС в атмосферу лимитируется лишь суммарный выход ИРГ и йода-131 (газовая + аэрозольная формы), а также цезия-134, 137 и кобальта-60.

Практическое применение нашли способы определения в газоаэрозольных выбросах АЭС радионуклидов йода, цезия и кобальта с использованием гамма-спектрометра и ИРГ с использованием бета-радиометров с ионизационными камерами. Способы включают сорбцию аэрозольной составляющей газовых выбросов, содержащей радионуклиды йода, цезия и кобальта, на аэрозольных фильтрах с последующим определением в лабораторных условиях их объемной активности непосредственно измерением фильтра на гамма-спектрометре, а также определение в очищенном от аэрозолей газе активности ИРГ на бета-радиометре с ионизационной камерой [Фертман Д.Е, Чебышев С.Б. Радиометрия сред. - М., АО ФИД «Деловой экспресс», 2017, с. 83-193].

Недостатком данного ряда способов является то, что аэрозольные фильтры не выводят из газовой пробы бета-излучающие радионуклиды - тритий и углерод-14, что затрудняет определение суммарной бета-активности ИРГ. При этом контроль содержания трития в газоаэрозольных выбросах радиационноопасных объектов предусмотрен в нормативных документах ОСПОРБ 99/2010 [Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010), Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормы - М., Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2010, 33 с.] и СПОРО-2002 [Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормы - М., Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2014, 41 с.].

В дополнение к стандартной методике контроля газоаэрозольных выбросов известен разработанный в АО «ГНЦ НИИАР» способ контроля газообразных форм трития в газоаэрозольных выбросах, включающий отбор пробы из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля, очистку пробы на аэрозольном фильтре (от аэрозольной составляющей газовых выбросов, содержащей радионуклиды продуктов деления (йода, цезия) и продуктов активации (кобальта)), окисление содержащегося в пробе радиолитического водорода и его изотопов на нагретом до температуры не более 300°С катализаторе, пропускание полученных паров через фильтр с селективным минеральным сорбентом (адсорбером) с последующим измерением активности продуктов деления на фильтре с селективным сорбентом и измерение суммарной β-активности радионуклидов продуктов деления в газе после фильтра [Рыбкин А.А., Барышников С.Г, Ряскова М.В. Эксперименты по контролю газообразных форм трития в газоаэрозольных выбросах // Научный годовой отчет «Об основных исследовательских работах, выполненных в 2015 году» АО «ГНЦ НИИАР», Димитровград, 2016, с. 259-261]. Данный способ по своей сущности и достигаемому техническому результату наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Основным недостатком данного способа является то, что он не учитывает измерение углерода-14, а при выделении из пробы газоаэрозольных выбросов трития в виде тритиевой воды на минеральном (цеолитовом) адсорбере крайне трудоемкой операцией является процесс последующей термовакуумной десорбции тритиевой влаги с использованием вымораживания жидким азотом [Гончар А.А., Муралев С.А. Автоматизация процесса десорбции тритиевой влаги при осуществлении радиационного контроля // Научный годовой отчет «Об основных исследовательских работах, выполненных в 2015 году» АО «ГНЦ НИИАР», Димитровград, 2016, с. 261-263]. Кроме того, согласно этому способу из выбросов выводится только тритий и при последующем обязательном контроле суммы ИРГ и йода-131 последний будет мешать определению криптона-85 из-за близости энергий их бета-излучения (0,6 и 0,67 МэВ).

В то же время для исследовательских ЯЭУ научных центров, часто меняющих регламент эксплуатации реакторов и производящих их внеплановые остановы и пуски, требуется более расширенный контроль выбросов, включая и углерод-14. При этом нет данных по выбросам с ЯЭУ после очистки (на угольных фильтрах), а также непосредственно с реактора. Тем более, что по данным НКДАР ООН углерод-14 (из-за фиксации его практически во всем теле человека на всю его жизнь) дает половину всей дозы на критическую группу населения от радиоактивных выбросов АЭС [Крючкова Л.М. Непрерывный автоматизированный контроль трития и углерода в воздухе и воде // Сборник докладов Десятой международной конференции «Безопасность и экономика атомной энергетики» - Москва 25-27 мая 2016 г., с. 515-518].

Проблема, решаемая созданием заявляемого технического решения, заключается в возможности проведения комплексного контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах ЯЭУ с выполнением измерений суммарной активности инертных радиоактивных газов и активности радионуклидов трития и углерода-14.

Техническим результатом заявляемого решения является не только снижение погрешности определения содержания ИРГ при осуществлении способа, но и определение активности радионуклидов трития и углерода-14, что существенно повышает точность и надежность контроля выбросов ЯЭУ. Кроме того, при реализации данного способа сокращаются сроки проведения работ, что является следствием исключения трудоемкой и продолжительной операции термовакуумной десорбции тритиевой влаги с использованием вымораживания жидким азотом.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах ЯЭУ, включающем отбор пробы выбросов из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля, очистку на аэрозольном фильтре, подачу пробы на нагретый до 300°С катализатор для окисления находящегося в ней радиолитического водорода и его изотопов, пропускание полученных паров через фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом и измерение активности продуктов деления и продуктов активации, согласно изобретению фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом импрегнируют серебром и перед подачей на нагретый до 300°С катализатор пробу, очищенную на аэрозольном фильтре, пропускают через указанный фильтр-адсорбер с последующим направлением в первый бета-радиометр для определения суммарной активности оставшихся летучих радионуклидов; затем газ, полученный после окисления находящегося в пробе радиолитического водорода и его изотопов, охлаждают, выделяя конденсат, и пропускают через барботер, заполненный раствором щелочи с величиной рН не менее 8,5, после чего доочищают на втором аэрозольном фильтре и выполняют на втором бета-радиометре измерения суммарной активности инертных радиоактивных газов с одновременным определением активности радионуклидов трития и углерода-14.

Кроме того, в процессе осуществления контроля выполняют промежуточные измерения активности йода-131, кобальта-60 и цезия-134, 137 на первом аэрозольном фильтре, активности йода-131 в газообразной форме - на фильтре-адсорбере с селективным сорбентом, импрегнированным серебром, и суммарной активности трития и углерода-14 - в конденсате и в растворе барботера.

По сравнению с прототипом выполнение, согласно изобретению, пропускания газа через селективный для йода фильтр (фильтр-адсорбер с селективным сорбентом, импрегнированный серебром), а также конденсация паров и барботаж через раствор щелочи позволяет проводить точное измерение суммарной бета-активности криптона-85 и ксенона-133 в газе без мешающего влияния примесей бета-излучающих радионуклидов йода-131 (что повышает точность определения суммы ИРГ), а также определять форму нахождения в выбросах йода-131 и содержание углерода-14 во всех его формах, что не следует явным образом из уровня техники, так как в выбросах ЯЭУ АЭС, согласно СП АС-03, изотоп йода-131 нормируется без указания, какая часть находится в газовой, а какая - в аэрозольной форме [Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АС-03. - М.: Минздрав России, 2003. С. 7]. Кроме того, исключается трудоемкая операция сорбции-десорбции трития на селективных минеральных сорбентах, что сокращает время проведения контроля.

Заявляемое техническое решение, возможность его технической реализации и достижение указанного технического результата поясняется фигурой, на которой приведена технологическая схема проведения контроля. На фигуре позициями обозначены:

1 - реактор ЯЭУ,

2 - вакуумная линия контроля,

3 - первый аэрозольный фильтр,

4 - минеральный селективный сорбент, импрегнированный серебром,

5 - первый бета-радиометр,

6 - окислительная колонка с катализатором,

7 - электропечь для обогрева окислительной колонки 6,

8 - теплообменник,

9 - сборник конденсата,

10 - барботер,

11 - второй аэрозольный фильтр,

12 - второй бета-радиометр.

Контроль радионуклидов производили следующим образом. Через линию отбора воздуха из вентсистемы реактора 1 ЯЭУ отбирали пробу выбросов в вакуумную линию контроля 2. Далее подавали пробу на первый аэрозольный фильтр 3 для удаления аэрозолей и затем - на минеральный селективный сорбент 4, импрегнированный серебром, для удаления летучих форм йода. Затем очищенную от аэрозолей и йода пробу направляли в ионизационную камеру первого бета-радиометра 5 для определения суммарной бета-активности оставшихся летучих радионуклидов. Далее проба поступала на размещенную в трубчатой электропечи 7 окислительную колонку 6 с катализатором, нагреваемым до температуры 300°С. После каталитического окисления водорода и углерода пробу направляли в теплообменник 8 для охлаждения и конденсации паров в сборнике конденсата 9. Охлажденную и очищенную от паров пробу подавали в барботер 10, заполненный раствором щелочи с величиной рН более 8,5 для выделения углерода в виде карбонатов и доочищали от аэрозолей на втором аэрозольном фильтре 11, после чего направляли в ионизационную камеру второго бета-радиометра 12 для измерения суммарной активности ИРГ. При этом оперативно определялась не только активность ИРГ, но и по разнице показаний первого бета-радиометра 5 и второго бета-радиометра 12 - суммарная активность радионуклидов трития и 14С. В процессе измерения аэрозольного фильтра на гамма-спектрометре определяли активность аэрозолей кобальта-60, цезия-134, 137 и йода-131, а на фильтре с минеральным селективным сорбентом, импрегнированным серебром определяли активность летучих форм йода (гамма-идентификация смеси этих изотопов является штатной для АЭС и не вызывает затруднений). Бета-спектрометрические измерения трития и углерода-14 производили в конденсате и щелочном растворе барботера в лабораторных условиях. Измерение суммарного количества криптона-85 в очищенном газе проводили бета-радиометром. При необходимости можно проводить и бета-спектрометрическое измерение (в связи с тем, что энергии бета-частиц отличаются в разы и их идентификация не вызывает затруднений).

Эффективность предлагаемого способа иллюстрируется примером реализации устройства по предлагаемому способу.

Пример 1 (Прототип). Пробу газообразных радиоактивных выбросов ЯЭУ с суммарной бета-активностью 1 ТБк/м3 направляли на аэрозольные фильтры для выделения радиоактивных аэрозолей. Измерение активности фильтров показало, что суммарная объемная активность аэрозолей в выбросах составила 0,1 ТБк/м3. Затем пробу нагревали в присутствии платинового катализатора до температуры 300°С для окисления изотопов водорода и пропускали через цеолитовый сорбент. Измерение бета-активности показало, что объемная активность трития в выбросах составила 0,55 ТБк/м3. Измерение охлажденного газа на бета-радиометре показало объемную активность ИРГ с углеродом-14 0,35 ТБк/м3.

Пример 2 (Заявляемый способ) отличается от примера 1 тем, что пробу выбросов после аэрозольного фильтра пропускали через фильтр с селективным серебросодержащим сорбентом «Силоксид», измеряли суммарную активность в бета-радиометре с ионизационной камерой, после термокаталитического окисления газ охлаждали, выделяли конденсат и пропускали через барботер, заполненный раствором щелочи с величиной рН более 8,5 и доочищали на втором аэрозольном фильтре.

Измерение активности аэрозольных фильтров показало, что суммарная объемная активность аэрозолей в выбросах составила 0,1 ТБк/м3. Измерение активности «Силоксида» показало, что объемная активность летучих форм йода в выбросах составила 0,01 ТБк/м3. Измерение активности газа после аэрозольного и йодного фильтра бета-радиометром показало, что объемная активность трития и углерода в выбросах составила 0,65 ТБк/м3. Измерение очищенного газа на бета-радиометре показало объемную активность ИРГ без примесей 0,24 ТБк/м3.

Таким образом, заявляемый способ по сравнению с прототипом позволил в 1,5 раза повысить чувствительность контроля ИРГ. Лабораторный анализ воды из конденсатора и барботера позволил установить не только объемную активность трития, равную 0,55 ТБк/м3, но и углерода-14-0,1 ТБк/м3.

Предлагаемый способ позволяет проводить комплексный контроль радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах ЯЭУ с выполнением измерений суммарной активности инертных радиоактивных газов и оперативным проведением промежуточных измерений активности радионуклидов трития и углерода-14. Кроме того, при реализации данного способа в результате исключения операции термовакуумной десорбции значительно сокращены сроки проведения работ.

1. Способ комплексного контроля радионуклидов в газоаэрозольных выбросах ядерных энергетических установок научных центров, включающий

- отбор пробы выбросов из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля,

- очистку на аэрозольном фильтре,

- подачу пробы на нагретый до 300°С катализатор для окисления находящегося в ней радиолитического водорода и его изотопов,

- пропускание полученных паров через фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом и

- измерение активности продуктов деления и продуктов активации,

отличающийся тем, что

фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом импрегнируют серебром и перед подачей на нагретый до 300°С катализатор пробу, очищенную на первом аэрозольном фильтре, пропускают через указанный фильтр-адсорбер с последующим направлением в первый бета-радиометр для определения суммарной активности оставшихся летучих радионуклидов; затем газ, полученный после окисления находящегося в пробе радиолитического водорода и его изотопов, охлаждают, выделяя конденсат, и пропускают через барботер, заполненный раствором щелочи с величиной рН не менее 8,5, после чего доочищают на втором аэрозольном фильтре и выполняют на втором бета-радиометре измерения суммарной активности инертных радиоактивных газов с одновременным определением активности радионуклидов трития и углерода-14.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в процессе проведения контроля выполняют промежуточные измерения активности йода-131, кобальта-60 и цезия-134, 137 на первом аэрозольном фильтре, активности йода-131 в газообразной форме - на фильтре-адсорбере с селективным сорбентом, импрегнированным серебром, и суммарной активности трития и углерода-14 - в конденсате и в растворе барботера.



 

Похожие патенты:

Устройство для обнаружения поверхностных дефектов цилиндрических объектов относится к контрольно-измерительной технике и может быть использовано в производстве ядерного топлива, в частности для обнаружения дефектов внешнего вида на боковой поверхности топливных таблеток.

Изобретение относится к способам и устройствам контроля периода, мощности и реактивностью ядерного реактора. Способ контроля мощности, реактивности и периода ядерного реактора заключается в том, что используют один показывающий прибор, причем по оси абсцисс размещают шкалу в единицах мощности, по оси ординат размещают шкалу в секундах и шкалу в обратных секундах в диапазоне значений слагаемых приведенного к трехчленной форме уравнения кинетики ядерного реактора для контролируемых величин в форме r(t)=α(t)+Iзн(t)/n(t) или r(t)=v(t)/n(t)+Iзн(t)/n(t), где r(t)=ρ(t)/Λ - реактивность в Λ-шкале, ρ - абсолютная реактивность, Λ - время генерации мгновенных нейтронов, t - время, α(t)=v(t)/n(t) - обратный период, v - скорость изменения мощности, n - мощность ядерного реактора, Iзн - интеграл запаздывающих нейтронов, на показывающий прибор выводят график х(n) слагаемого уравнения кинетики и на поле графика накладывают палетку, выполненную в виде сети линий, пересекающих поле графика прямых х(n)=а+b*n, где b есть уставка на относительную скорость изменения выведенной на график величины х: dx/dn≤b.

Изобретение относится к ядерной энергетике. Установка для контроля характеристик виброуплотненных тепловыделяющих элементов (твэлов) содержит расположенные в ряд блок детектирования гамма-излучения, держатели верхней и нижней заглушки твэла, установленные с противоположных сторон вдоль оси перемещения твэла, источник гамма-излучения, механизм перемещения твэла и блок управления, связанный с блоком детектирования и механизмом перемещения твэла.

Изобретение относится к способу обучения определению области радиационной аварийной ситуации на основе смоделированной аварии. Технический результат – обеспечение способа обучения определению области радиационной аварии аналогично реальной радиационной аварийной ситуации.

Группа изобретений относится к области техники изготовления фильтрующего элемента ядерного класса. Испытательный стенд для оценки характеристики фильтрующего элемента ядерного класса по методу флуоресцеина-натрия включает в себя: приточный фильтр, генератор флуоресцеина-натрия, наливной штуцер флуоресцеина-натрия, манометр до фильтра, пробоотборник до фильтра, отверстие пробоотбора до фильтра, бокс для установки фильтрующего элемента, манометр после фильтра, обратный наливной штуцер после фильтра, пробоотборник после фильтра, отверстие пробоотбора после фильтра, регулирующий клапан количества воздуха, вентилятор.

Изобретение относится к управляющим системам безопасности или к системам управления технологическими процессами (АСУ ТП). Техническим результатом заявленного изобретения является повышение надежности порогового блока управления и безопасности контролируемого технологического объекта.

Изобретение относится к области измерительной техники и может быть использовано для обнаружения дефектов на начальном этапе эксплуатации в высокотемпературных устройствах высокого давления, используемых в химических установках, таких как высокотемпературные системы и резервуары высокого давления.

Изобретение относится к химии, нефтехимии и нефтепереработке, сосудам, аппаратам и трубопроводам, эксплуатируемым под давлением, а также к трубопроводному транспорту, а именно к капитальному ремонту и реконструкции трубопроводов, в частности к определению технического состояния и срока службы трубопроводов, подвергавшихся в процессе эксплуатации водородной коррозии и деформационному старению.

Изобретение относится к способу обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора. Поиск скважин выполняют путем измерения потоков тепловых нейтронов в ячейках графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Защитная пробка гнезда хранения пеналов с ОЯТ включает корпус, образованный верхним и нижним дисками и обечайкой, заполненный бетоном.

Группа изобретений относится к ядерным изотопам, в частности к обнаружению и подсчету ядерных изотопов. Система элюирования содержит 82Sr/82Rb генератор, выполненный с возможностью генерирования 82Rb посредством элюирования с использованием элюента; линию элюента, выполненную с возможностью подачи элюента на 82Sr/82Rb генератор; линию элюата, выполненную с возможностью приема элюата, элюированного из 82Sr/82Rb генератора, и передачи элюата по меньшей мере на одно из следующего: линию пациента и сливную линию; детектор гамма-излучения, расположенный рядом с линией элюата; и контроллер, выполненный с возможностью приема данных, указывающих на гамма-излучение, испускаемое элюатом, и определения активности 82Rb в элюате на основании принятых данных и определения активности 82Sr на основании принятых данных.

Изобретение относится к способу обучения определению области радиационной аварийной ситуации на основе смоделированной аварии. Технический результат – обеспечение способа обучения определению области радиационной аварии аналогично реальной радиационной аварийной ситуации.

Изобретение относится к аппаратуре, используемой для радиационного контроля технологических процессов. Аппаратура радиационного контроля технологических процессов содержит блок детектирования, соединенный с узлом пороговым, состоящим из входного цифрового счетчика импульсов; генератора тактовой частоты, таймерного цифрового счетчика импульсов, вход которого подсоединен к выходу генератора тактовой частоты, а выход подсоединен ко входу сброса входного цифрового счетчика импульсов; порогового RS-триггера, вход R которого подсоединен к выходу входного цифрового счетчика импульсов и входу сброса таймерного цифрового счетчика импульсов, вход S подсоединен к входу сброса входного цифрового счетчика импульсов и к выходу таймерного цифрового счетчика импульсов, а выход является управляющим выходом порогового блока управления.

Изобретение относится к измерению интенсивности альфа-излучения радона с поверхности грунтов и может быть использовано для оценки радоноопасности территорий застройки.

Изобретение относится к области радиационного контроля (РК) и предназначено для поиска (обнаружения и определения местоположения) источников ионизирующих излучений (ИИИ) наземными малогабаритными мобильными комплексами РК в случае радиационных аварий, утери или незаконного обращения с ИИИ и радиоактивными отходами, при проведении радиационного мониторинга территорий.

Изобретение относится к области исследований устройств на герметичность и может быть использовано для контроля герметичности капсул с источником ионизирующего излучения.

Изобретение относится к области радиоэкологического мониторинга районов мирных подземных ядерных взрывов в пределах нефтегазоносных бассейнов, в частности к малогабаритным устройствам пробоподготовки горючих природных газовых проб в полевых условиях и перевода опасных для транспортировки горючих природных газовых проб в безопасные водные образцы для дальнейшего определения в них содержания трития в лабораторных условиях методом жидкостно-сцинтилляционной спектрометрии.

Изобретение относится к способу измерения уровня безопасности содержащего радионуклиды сыпучего материала. Сыпучий материал засыпается на ленточный транспортер и подается на приемное устройство, причем сыпучий материал во время транспортировки проводится мимо первых датчиков, которые по ширине ленточного транспортера спектрометрически измеряют гамма-излучение.

Изобретение относится к способам контроля радиационной обстановки и может быть использовано для контроля фонового уровня радиации вокруг АЭС. Сущность: осуществляют зондирование территорий АЭС, содержащих эталонные площадки с известным уровнем радиации.

Изобретение относится к области выявления радиационной обстановки в окрестностях объектов атомной энергетики после аварийного выброса в атмосферу радиоактивных веществ.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2018-08-23 2019-05-16T11:20:17
Наверх