СПОСОБ ДИСТАНЦИОННОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОЗДУШНОМ ВЫБРОСЕ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ПРЕДПРИЯТИЙ И УСТРОЙСТВО ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ Российский патент 2007 года по МПК G01T1/167 

Изобретение относится к области радиометрии и может использоваться для определения радиационной обстановки в районе размещения радиационно-опасных предприятий в условиях нормальной эксплуатации контролируемого объекта и при аварийных выбросах.

Известен способ определения концентрации радиоактивной примеси в выбросе АЭС, включающий отбор проб воздуха из канала выброса (вентиляционной трубы), измерение объемной активности суммы аэрозолей, инертных радиоактивных газов (ИРГ) и паров йода с последующим расчетом концентрации указанных составляющих вдоль оси выброса с использованием одной из математических моделей метеорологического разбавления и обеднения облака [1, 2].

Недостатком известного способа является то, что определение концентрации реперных радионуклидов в облаке выброса невозможно, так как в канале выброса измеряют значения только суммарных объемных активностей составляющих выброса: аэрозолей, ИРГ и паров радиойода. Между тем, знание соотношений объемной активности реперных радионуклидов ИРГ и радиойода имеет большое значение при оценке радиационного воздействия на население в случае аварийного выброса и используется для разработки необходимых мер защиты.

Наиболее близким к настоящему изобретению является способ определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий [3], включающий определение характеристик факела выброса, выполнение измерений спектрального состава гамма-излучения от факела выброса и расчет концентрации радионуклидов в факеле.

Недостатком известного способа является недостаточная чувствительность. Это связано с тем, что, в основном, измерение спектра гамма-излучения выполняют на больших расстояниях от объектов при размещении блока детектирования гамма-спектрометра на уровне земли. Кроме того, для определения пространственного положения факела выброса и других параметров, характеризующих его как источник излучения, необходимо выполнить метеорологические измерения и расчеты по одной из метеорологических моделей распространения выброса.

Техническим результатом заявленного изобретения является повышение чувствительности и точности определения концентрации радиологически значимых радионуклидов в выбросе радиационно-опасных предприятий, например атомных станций.

В предлагаемом способе дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий, включающий определение пространственного положения факела выброса, выполнение измерения состава гамма-излучения от факела выброса с применением спектрометрического устройства детектирования и расчет концентрации радионуклидов в факеле из выражения, отличающийся тем, что пространственное положение факела выброса определяют сканированием воздушного пространства в поперечном распространению факела направлении, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, фиксируют спектрометрическое устройство детектирования и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в факеле выброса, дополнительно к измерению состава гамма-излучения от факела выброса измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, а для расчета парциальных концентраций радионуклидов в факеле используют выражение

где

весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;

- измеренная мощность дозы гамма-излучения в точке размещения блока детектирования;

γ(Е_i) - коэффициент поглощения гамма-излучения с энергией Е_i, в воздухе;

μ_i - коэффициент линейного ослабления гамма-излучения с энергией Е_i, в воздухе;

ν(E_i) - квантовый выход гамма-излучения с энергией Е_i, при распаде данного радионуклида;

R - радиус сферы с центром в точке детектирования, равный длине свободного пробега гамма-квантов с энергией 1,5 МэВ (150 м);

β(E_i) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально;

А_i и ΔE_i - соответственно высота и полуширина пика при энергии Е_i в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;

α_i - величина обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии E_i;

а_i и b_i - безразмерные параметры формулы Бергера [4], зависящие от энергии гамма-излучения.

Способ дистанционного определения концентрации примеси радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасного предприятия, например атомной электростанции, основан на измерении спектра и мощности дозы гамма-излучения, создаваемого радионуклидами, распространяющимися в воздухе в виде инертных радиоактивных газов (ИРГ) и аэрозолей.

Блоки детектирования при измерениях помещают в факел выброса с помощью, например, радиоуправляемого легкого беспилотного летательного аппарата, при этом его выводят на точку измерения в области факела выброса по показаниям блока детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения. Измерительная информация передается в наземный комплекс обработки и управления с помощью дистанционного приемо-передающего устройства, а управление летательным аппаратом осуществляют с наземного комплекса с помощью дистанционного устройства.

Используя данные обработки спектрограмм, определяют площади пиков полного поглощения гамма-излучения различных нуклидов и рассчитывают весовые множители, характеризующие вклад каждого из них в величину суммарной концентрации радионуклидов. На основе полученных данных, а также результата измерения мощности дозы в воздухе, рассчитывают парциальные концентрации интересующих радионуклидов в воздушном выбросе в соответствии с приведенным выражением.

При этом, поскольку блоки детектирования размещаются непосредственно в области факела выброса, значительно возрастает по сравнению с техническим решением-прототипом статистика регистрации и, следовательно, повышается чувствительность и точность определения парциальных концентраций радионуклидов.

Вывод расчетного выражения приведен в Приложении к настоящему описанию.

Известно устройство определения концентрации радиоактивной примеси в выбросе АЭС, включающее линии отбора проб воздуха из канала выброса (вентиляционной трубы), блоки детектирования для измерения объемной активности суммы аэрозолей, инертных радиоактивных газов (ИРГ) и паров йода. [1]. Недостатком известного устройства является то, что с его помощью осуществляется определение величины суточного выброса по отдельным его составляющим: аэрозолям, ИРГ и сумме радионуклидов йода. Устройство не позволяет измерять концентрации радионуклидов в факеле выброса.

Наиболее близким к настоящему изобретению является устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий, содержащее гамма-спектрометрическую установку, включающую устройство детектирования, снабженное детектором, блоком усиления импульсов, соединенным с блоком амплитудно-цифрового преобразования, блоками высоковольтного и низковольтного питания, и анализатор спектра, соединенный с блоком амплитудно-цифрового преобразования [3].

Недостатком известного устройства является то, что для измерений концентрации радионуклидов в факеле выброса требуется не менее трех спектрометрических блоков детектирования, которые размещают на поверхности земли на различных расстояниях от контролируемого объекта. Кроме того, они обладают большой массой и габаритами и, фактически, являются стационарными, что не дает возможности выполнять измерения непосредственно в области факела выброса. Получаемая спектрометрическая информация обычно имеет малую статистику, что приводит к высокому порогу измерений и недостаточной их точности.

Техническим результатом заявленного изобретения является реализация возможности выполнения измерений концентраций радионуклидов непосредственно в области факела выброса и повышение точности.

Этот результат достигается за счет того, что в предложенном устройстве, содержащем устройство детектирования, снабженное детектором, блоком усиления импульсов, соединенным с блоком амплитудно-цифрового преобразования, блоками высоковольтного и низковольтного питания и анализатор спектра, а также блок амплитудно-цифрового преобразования, установленный с возможностью приема измерительной информации от блоков измерения параметров гамма-излучения, согласно изобретению устройство детектирования размещено на легком летательном аппарате, несущем дополнительно дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и блок бесконтактной дистанционной передачи информации, анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемо-передающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя и дозиметра.

Кроме того, в предпочтительном варианте реализации предложенного устройства летательный аппарат представляет собой вертолет массой не более 100 кг и размахом лопастей винтов не более 2 м. В качестве детектора устройство детектирования может содержать либо пропорциональную камеру высокого давления, наполненную ксеноном, либо полупроводниковый детектор.

Сущность изобретения иллюстрируется чертежом, на котором изображена гамма-спектрометрическая установка (1), размещенная на легком беспилотном летательном аппарате (2) и частично - на наземном средстве передвижения (3), содержащая спектрометрический блок детектирования (4), блок усиления (5) импульсов, блоки высоковольтного (6) и низковольтного (7) питания, блок (8) амплитудно-цифрового преобразования, блоки (9), (10) дистанционной бесконтактной приемо-передачи измерительной информации и анализатор спектра (11). Кроме того, устройство по данному изобретению дополнительно содержит дозиметр (12) мощности поглощенной дозы гамма-излучения, приемо-передающие блоки управления полетом летательного аппарата (13) и (14) дистанционного управления летательным аппаратом, а также блоки (15) и (16) определения координат летательного аппарата (2) и наземного средства передвижения (3). При этом информационный выход спектрометрического блока детектирования (4) связан с входом блока усиления (5) импульсов, выход которого связан с входом блока (8) амплитудно-цифрового преобразования, а анализатор спектра (11) выполнен виде промышленного компьютера.

Устройство работает следующим образом.

Беспилотный летательный аппарат с устройством детектирования (4), дозиметром (12), блоками (5)-(10) и блоками (13) и (15) на борту направляют в сектор воздушного пространства, расположенный в направлении ветра, и выполняют сканирование в нужной области пространства, управляя летательным аппаратом с помощью блоков (13) и (14), принимая во внимание изменение показаний дозиметра (12). Передачу и прием информации дозиметра обеспечивают блоки (9) и (10) дистанционной бесконтактной приемо-передачи измерительной информации. Находят максимум показаний дозиметра, устанавливают летательный аппарат в данной точке воздушного пространства и выполняют измерения спектра гамма-излучения и мощности дозы. Измерительная информация через блоки (9) и (10) поступает в анализатор спектра (11), где выполняется ее обработка с расчетом весовых коэффициентов - p_i соответствующих радионуклидов. Далее с учетом измеренного значения мощности дозы рассчитывают искомые парциальные концентрации радионуклидов в данной области факела выброса, размеры которой составляют 100-150 метров. С помощью блоков (15) и (16) определения координат устанавливают истинное положение в пространстве летательного аппарата (2) и наземного средства передвижения (3). Использование этих данных позволяет с помощью специального программного обеспечения осуществить визуализацию факела выброса радиационно-опасного предприятия.

К настоящему описанию прилагается Приложение на 4 л.

Литература

1. Установка радиометрическая РКС-07П. Технические условия 95 2191-90 ЖШ 1.289.404. ТУ Установка радиометрическая РКС-07П. Руководство по эксплуатации. ЖШ1.289.404.РЭ

2. "Метеорология и атомная энергия". Пер. с англ. под ред. Н.Л.Бызовой и К.П.Махонько. Л.: Гидрометеоиздат, 1971, 618 с.

3. Ю.Е.Лаврухин, М.П.Панин "Автоматическое измерение атмосферных выбросов АЭС". Труды научной сессии МИФИ-2002, секция "Охрана окружающей среды и рациональное природопользование", www.mephi.ru

4. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. "Защита от ионизирующих излучений". Справочник. М.; Энергоатомиздат, 1995, 494 с.

ПРИЛОЖЕНИЕ

После обработки приборного спектра получают амплитудное распределение семейства гамма-линий (смотри чертеж), каждая из которых характеризуется амплитудой А(Е_i) соответствующего пика и полушириной пика ΔE_i, измеряемой на его полувысоте.

Произведение A(E_i)·ΔE_i пропорционально произведению концентрации радионуклида q_i{x,y,z,Е_i) на выход соответствующих гамма-квантов на распад данного нуклида - ν_i:

где k - поправочный коэффициент, учитывающий геометрические условия измерения; α(Е_i) - коэффициент, характеризующий энергетическую зависимость ксенонового спектрометра (величина, обратная эффективности регистрации гамма-квантов), определяемую экспериментально или расчетным путем, например с использованием метода Монте-Карло. В этом случае концентрация q_i может быть определена по формуле

Если в воздухе содержится N нуклидов, то

При этих условиях весовой вклад радионуклида в общую активность примеси при ограниченном времени счета (для осуществления передачи информации в режиме on-line) найдем как отношение:

и

Запишем выражение для мощности дозы гамма-излучения, создаваемой радионуклидом с энергией Е_i квантовым выходом ν_i, в точке расположения детектора:

где γ(E_i),μ(E_i) - коэффициенты поглощения и линейного ослабления гамма-излучения соответственно; B(E_i,R) - дозовый фактор накопления гамма-излучения в гомогенной среде (воздухе); R - радиус-вектор, проведенный из элементарного источника dV в точку детектирования x₀,y₀,z₀ - координаты точки детектирования из области интегрирования V; x,y,z - текущие координаты.

Если в пределах пробега гамма-кванта считать, что пространственное распределение радиоактивной примеси любого нуклида имеет один и тот же характер (это утверждение справедливо для небольших расстояний от источника выбросов, когда радиоактивная примесь любого дисперсного состава еще находится в воздухе сразу после выброса, и на очень больших расстояниях от источника, когда тяжелые примеси уже осели) f(x,у,z), то вес p_i не будет зависеть от координаты, т.к. для любого q_i можно будет записать

При этом из (4), (7), (8) следует

Если считать

где Q₀ не зависит от координат, то, используя (5), получим для q_i выражение

где p_i определено формулами (4), (9), а распределение f(x,y,z) задается либо аналитическим, либо численным решением уравнения переноса примеси в атмосфере [П2].

Следует обратить внимание, что весовой множитель р_i, (относительная величина активности примеси в смеси) определяется через амплитудное распределение спектрального состава нуклидов (4) и через концентрацию радиоактивной примеси в воздухе (9). Очевидно, в любом случае значения p_i, полученные тем или иным образом, должны быть одинаковы, но значение величины Q₀, определяемой формулой (10), и аналогичная ей величина, определяемая знаменателем формулы (4), могут различаться, поскольку, например, увеличение времени счета может привести к изменению амплитудных характеристик приборного и обработанного спектров гамма-излучения, а концентрация примеси, при стационарных условиях ее распространения в атмосфере, должна оставаться неизменной. Поэтому для определения Q₀ целесообразно воспользоваться некоторыми интегральными характеристиками радиоактивной примеси, распространяющейся в воздушной среде, которые выражались бы непосредственно через концентрацию радиоактивной примеси.

Воспользуемся выражением для мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, регистрируемой соответствующим блоком детектирования для определения величины Q₀, подставляя (11) в выражение (6)

где β(E_i) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально. Поскольку каждый радионуклид характеризуется своей энергией гамма-излучения, то мощность дозы смеси радионуклидов будет определяться суммой

Вычисляя интеграл в правой части равенства (12), и, подставляя в левую его часть показание детектора гамма-излучения, находим величину Q₀. Определив величину Q₀, мы, таким образом, по формуле (11) находим концентрацию любой радиоактивной примеси, присутствующей в облаке.

Откуда с учетом выражения 11 определяем парциальную объемную активность каждого нуклида в данной области факела выброса:

Если ограничить область интегрирования сферической поверхностью с центром, совпадающим с точкой расположения спектрометрического устройства детектирования, то, полагая, что газоаэрозольная примесь равномерно распределена по объему шара радиусом R, то есть принимая фактор накопления для гомогенной среды (воздух) в виде формулы Бергера [П3], вычислим интеграл в знаменателе выражения (14), вынося из под знака интеграла постоянную Кроме того, учитывая, что в числителе формулы (14) функция f(x,y,z) также должна быть заменена на то после сокращения на эту величину и вычисления интеграла в знаменателе (14) в результате получаем следующее выражение для определения парциальной объемной активности любого радионуклида, находящегося в рассматриваемой области факела выброса:

Литература

П1. Власик К.В., Грачев В.М., Дмитренко В.В., Дружинина Т.С., Котлер Ф.Г., Улин С.Е., Утешев З.М., Муравьев-Смирнов С.С. "Автоматизированная система на основе ксеноновых гамма-спектрометров для контроля газообразных радиоактивных выбросов ядерного реактора", Ядерные измерительно-информационные технологии. №2(10) 2004, с.45-53.

П2. Учет дисперсионных параметров атмосферы при выборе площадок для атомных электростанций. Руководство по безопасности (серия изданий по безопасности №50-SG-S3). Международное агентство по атомной энергии, Вена, 1982 г., 105 с.

П3. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. "Защита от ионизирующих излучений". Справочник. М.; Энергоатомиздат, 1995, 494 с.

Изобретение относится к области радиометрии и может использоваться для определения радиационной обстановки в районе размещения радиационно-опасных предприятий в условиях нормальной эксплуатации контролируемого объекта и при аварийных выбросах. Техническим результатом заявленного изобретения является повышение чувствительности и точности определения концентрации радиологически значимых радионуклидов в выбросе радиационно-опасных предприятий. Предложенное устройство содержит устройство детектирования, снабженное детектором, блоком усиления импульсов, соединенным с блоком амплитудно-цифрового преобразования, блоками высоковольтного и низковольтного питания, и анализатор спектра, а также блок амплитудно-цифрового преобразования. При этом устройство детектирования размещено на легком летательном аппарате, несущем дополнительно дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и блок бесконтактной дистанционной передачи информации, анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемо-передающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя и дозиметра. Данное устройство реализует соответствующий способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий, включающий определение пространственного положения факела выброса, выполнение измерения состава гамма-излучения от факела выброса с применением спектрометрического устройства детектирования и расчет концентрации радионуклидов в факеле из выражения, отличающийся тем, что пространственное положение факела выброса определяют сканированием воздушного пространства в поперечном распространению факела направлении, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, фиксируют спектрометрическое устройство детектирования и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в факеле выброса, дополнительно к измерению состава гамма-излучения от факела выброса измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, а для расчета парциальных концентраций радионуклидов в факеле используют выражение:

- весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;

- измеренная мощность дозы гамма-излучения в точке размещения блока детектирования;

γ(Е_i) - коэффициент поглощения гамма-излучения с энергией E_i в воздухе;

μ_i - коэффициент линейного ослабления гамма-излучения с энергией E_i в воздухе;

ν(E_i) - квантовый выход гамма-излучения с энергией E_i при распаде данного радионуклида;

β(E_i) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально;

R - радиус сферы с центром в точке детектирования, равный длине свободного пробега гамма-квантов с энергией 1,5 МэВ (примерно 150 м);

A_i и ΔЕ_i - соответственно высота и полуширина пика при энергии Е_i; в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;

α_i - величина, обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии E_i;

a_i и b_i - безразмерные параметры формулы Бергера, зависящие от энергии гамма-излучения.