Изобретение относится к методам измерений объемной активности радиоактивных газов (радионуклидов трития, углерода-14, инертных радиоактивных газов (далее - ИРГ) в газообразных выбросах предприятий ядерного-топливного цикла (далее - ЯТЦ).
Существующие на объектах ЯТЦ ионизационные методы контроля газообразных выбросов (Например, УДГБ-01 - руководство по эксплуатации ФВКМ 412123.003 РЭ, НПО «Доза») позволяют оценивать объемную активность всех радиоактивных газов, но не отдельного радионуклида. В условии переменного радионуклидного состава данный метод измерений является некорректным, поскольку не позволяет учитывать вклад отдельных радионуклидов в выброс, оценивать вклад каждого радионуклида в дозовую оценку на население, проживающего вблизи предприятий ЯТЦ. Применяемые на некоторых предприятиях ЯТЦ проточные системы с кремниевыми полупроводниковыми детекторами имеют тот же недостаток, и обладают малой чувствительностью метода, что не позволяет контролировать газообразный выброс ниже предела измерений 103 Бк⋅м-3.
Известны аналоги отбора проб воздуха - комплектная лаборатория ПОСТ-2 (Номер Госреестра: 024/005311), рекомендуемые РД 52.04.186-89, представляющая собой комплекс системы отбора проб воздуха на газовые примеси и взвешенные вещества, с целью их дальнейшего анализа в химической лаборатории, а также измерения метеорологических параметров. Система отбора проб воздуха состоит из пробоотборного зонда, регулятора расхода и воздушного насоса (пылесоса) и трубопроводов с нагревателем и терморегулятором, распределительной гребенки для подключения сорбентов (поглотителей) и электроаспираторов. Недостатками данного комплекса является отсутствие средств измерений для определения текущего значения объемной активности газообразного выброса.
Существующие автоматизированные системы отбора радиоактивных газов: OS 1700 (Описание типа к средству измерений, приложение к свидетельству №65019), MARC 7000 (Описание типа к средству измерений, приложение к свидетельству №51544) выполняют отбор и контроль трития и углерода-14 в газообразных выбросах предприятий ЯТЦ, приземной атмосфере, но не позволяют выполнять отбор и контроль ИРГ.
Еще один способ измерения объемной активности ИРГ (патент №2714085 RU) основан на создании избыточного давления исследуемого воздуха с помощью компрессора в сосуде Маринелли объемом 3 дм3 с вкладышем толщиной 5 мм из капролона в измерительной части прибора и последующим измерением исследуемого воздуха на стационарной гамма-спектрометрической установке. Но данный способ контроля газообразного выброса, относящийся только к контролю ИРГ, можно выполнять лишь периодически, при этом предел измерений достаточно высок от 100 до 800 Бк⋅м-3 по отдельным радионуклидам.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является автоматизированная система отбора радиоактивных газов УОТ-02 (патент №2740745 RU). Эта система состоит из фильтродержателя для отбора аэрозолей, двух независимых узлов отбора трития и углерода-14 в разных формах, для чего применяется в каждой линии узел каталитического окисления, расходомера газа теплового, насоса. Узлы связаны между собой трубками из нержавеющей стали, на кассетах барботеров и осушителей установлены быстроразъемные соединения. Панель оператора обеспечивает централизованное автоматическое управление установкой и ведение архива.
Недостатками данной системы отбора являются:
1) отсутствие средств измерений (блоков детектирования) для определения текущего значения объемной активности всей газовой смеси газообразного выброса и отдельно каждого радионуклида, входящего в состав газообразного выброса;
2) отсутствие отбора и контроля ИРГ;
3) отсутствие быстроразъемных соединений при использовании температур жидкого азота («минус» 196°С).
Перечисленные недостатки не позволяют контролировать полный состав газообразного выброса.
Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является автоматизированный отбор проб газообразного выброса и разложение его на фракции с целью последующего определения в лабораторных условиях радионуклидного состава газообразного выброса в зависимости от свойств радионуклидов и измерение текущих значений суммарной объемной активности от всех радиоактивных газов в газообразном выбросе и отдельных радионуклидов, входящих в состав газообразного выброса.
Техническим результатом применения данного изобретения является:
- определение качественного и количественного состава всех значимых радионуклидов в газообразном выбросе при помощи лабораторного контроля;
- разделение и концентрирование фракций радионуклидов (тритий, углерод-14 и ИРГ) в газообразном выбросе с помощью одного устройства;
- простота эксплуатации - автоматизация процессов;
- повышение безопасности работ при обслуживании. Технический результат достигается за счет:
- разработки криогенного быстроразъемного соединения, работающего при температуре азотных ловушек «минус» 196°C, с помощью которого стало возможным оперативное отсоединение азотных ловушек по завершении времени отбора ИРГ и обеспечения непрерывности накопления данных;
- объединения двух физически разных методов отбора (барботирования и вымораживания) проб ГВС для дальнейшего определения коэффициентов преобразования ионизационного тока (далее - КПИТ) блоков детектирования;
- распараллеливания процессов осаждения трития, углерода-14 и ИРГ для временной синхронизации режимов пробоотбора;
- измерения ионизационного тока, создаваемого бета-излучением радионуклидов во внутреннем объеме блока детектирования трех ионизационных камер, которые установлены на входе (для контроля текущих значений активности выброса всех радиоактивных газов, находящихся в газообразном выбросе), после узла отбора первой фракции (для контроля текущих значений активности выброса ИРГ), после узла отбора второй фракции - на выходе пробоотборной установки (для контроля полноты отбора радионуклидов);
- применения каплеотбойников в барботерах для защиты блоков детектирования и препятствия нагнетанию влажной среды в азотные ловушки;
- применения переносной термоизоляционной емкости для азотных ловушек с целью защиты от нагревания и расширения содержащегося в азотных ловушках газа при выполнении гамма-спектрометрических измерений ИРГ.
Функциональная схема установки представлена на фиг.
Функциональная схема установки состоит из фильтродержателя с фильтром (1), блоков детектирования (2, 3, 4), соединений быстроразъемных (5, 6, 7, 8), узла барботеров для улавливания трития и углерода-14 (9), узла азотных ловушек (10), расходомера (11), воздушного насоса (12), панели оператора (13) и программируемого управляющего контроллера (14). Узел барботеров включает в себя: четыре барботера из нержавеющей стали цилиндрической формы, в которые встроены быстроразъемные соединения. Азотные ловушки из нержавеющей стали представляют собой цилиндрические емкости, в которые встроены криогенные быстроразъемные соединения для подключения газовоздушных линий. Азотные ловушки размещены в термоизоляционной емкости, служащей также для их перемещения, в комплекте со съемной крышкой. Блоки детектирования контролируют объемную активность радиоактивных газов газовоздушной смеси (далее - ГВС) на входе в установку и после ее прохождения через каждый узел отбора. Расходомер с функцией регулирования потока задает поток ГВС через установку и передает данные о текущем расходе для записи в архив для расчета прошедшего объема ГВС через установку. Воздушный насос создает разряжение внутри установки. Изобретение обеспечивает определение радионуклидного состава радиоактивных газов, выбрасываемых при штатной работе предприятий ЯТЦ, повышение скорости и качества отбора проб воздушной среды, достоверность получаемых результатов объемной активности анализируемых газов.
ГВС из вентиляционной трубы поступает на вход установки, затем в пробоотборное устройство (для автоматического приготовления проб), включающее в себя фильтродержатель (1), узел барботеров (9) и азотных ловушек (10). Задание и регулирование потока осуществляются с помощью насоса (12) и расходомера (11). Управление установкой и выбор режима работы выполняется с помощью панели оператора (13). Панель оператора отправляет команды программируемому управляющему контроллеру (14), автоматически переключающему и контролирующему все режимы работы установки. Пробы периодически извлекают из пробоотборного устройства с помощью быстросъемных соединений (5, 6, 7, 8) и направляют на анализ в помещение размещения спектрометров. Блоки детектирования (2, 3, 4) передают в программируемый управляющий контроллер, затем в ПЭВМ значения ионизационных токов. Результаты анализа проб вводятся в ПЭВМ верхнего уровня вручную через интерфейс оператора. ПЭВМ верхнего уровня предназначена для автоматического расчета КПИТ блока детектирования, ведения базы данных, проведения расчетов с выдачей протокола измерений за заданный промежуток времени и выдачи предупредительных сигналов (цветового и (или) звукового). Пересчитанные КПИТы используются для дальнейших оперативных расчетов объемной активности выброса по каждому из контролируемых радионуклидов, таким образом, адаптируясь к изменению ГВС, а также при наличии данных об общем объеме выброса предприятия - часовую, суточную, месячную активность выброса. После проведения расчета формируется протокол за заданный промежуток времени.
Изобретение относится к устройству отбора, разделения, определения состава и измерения объемной активности радиоактивных газов по результатам измерений разницы ионизационного тока между блоками детектирования, установленных до и после каждого узла отбора, с учетом КПИТ и улавливания ИРГ, трития и углерода-14 в газовой смеси. Состав радиоактивной газовой смеси устанавливают по результатам гамма-спектрометрических измерений ИРГ, уловленных криогенными (азотными) ловушками, и жидкосцинтилляционных измерений трития и углерода-14, отобранных в барботеры с сорбентами. Технический результат - непрерывный контроль газообразных выбросов ионизационным методом с корректировкой на радионуклидный состав газообразного выброса с отставанием во времени, получение более низких пределов измерений объемной активности радиоактивных газов в диапазоне от 6,5 до 86 Бк⋅м-3 по отдельным радионуклидам.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ПО ТОКУ БЛОКОВ ДЕТЕКТИРОВАНИЯ С ПРОТОЧНЫМИ КАМЕРАМИ ПРИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОМ КОНТРОЛЕ РАДИОАКТИВНОЙ ГАЗОВОЙ СМЕСИ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ВЫБРОСАХ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК | 2016 |
|
RU2620330C1 |
Установка автоматизированная пробоотбора трития и углерода-14 | 2019 |
|
RU2740745C1 |
Способ комплексного контроля радионуклидов в выбросах ядерных энергетических установок | 2018 |
|
RU2687842C1 |
Способ контроля герметичности оболочек твэлов облученных тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок | 2022 |
|
RU2790147C1 |
СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ИНЕРТНЫХ ГАЗОВ В АТМОСФЕРЕ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ | 2007 |
|
RU2369880C2 |
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2007 |
|
RU2355055C1 |
СПОСОБ ДИСТАНЦИОННОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОЗДУШНОМ ВЫБРОСЕ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ПРЕДПРИЯТИЙ И УСТРОЙСТВО ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ | 2006 |
|
RU2299451C1 |
Способ измерения объемной активности инертных радиоактивных газов техногенного происхождения | 2018 |
|
RU2714085C1 |
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ТРАНСПОРТНЫХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК | 2016 |
|
RU2622107C1 |
СПОСОБ ДИСТАНЦИОННОГО ИЗМЕРЕНИЯ ЗАГРЯЗНЕНИЯ РАДИОНУКЛИДАМИ ПОДСТИЛАЮЩЕЙ ПОВЕРХНОСТИ В СЛЕДЕ РАДИОАКТИВНОГО ВЫБРОСА РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ПРЕДПРИЯТИЙ И СИСТЕМА ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ | 2009 |
|
RU2388018C1 |
Изобретение относится к методам измерения объемной активности радиоактивных газов. Раскрыта установка измерений активности трития, углерода-14, инертных радиоактивных газов (далее - ИРГ) в газообразных выбросах, содержащая фильтродержатель с фильтром, расходомер газа с функцией регулирования газа, воздушный насос, узел барботеров, панель оператора, программируемый управляющий контроллер, узел азотных ловушек, обеспечивающий определение состава ИРГ гамма-спектрометрическим методом. При этом дополнительно введены три блока детектирования для выполнения количественного измерения текущей суммарной объемной активности газообразных выбросов, объемной активности ИРГ, трития и углерода-14; дополнительно введены быстроразъемные криогенные соединения, которые позволяют оперативно отсоединять азотные ловушки от газовоздушных линий; дополнительно введены каплеотбойники в барботеры для защиты блоков детектирования и препятствия нагнетанию влажной среды в азотные ловушки; дополнительно введено ПЭВМ верхнего уровня, реализующее автоматический расчет коэффициентов преобразования ионизационного тока блоков детектирования по тритию, углероду-14 и ИРГ, ведение базы данных, проведение расчетов активности каждого из контролируемых радионуклидов в выбросе за заданный промежуток времени, учитывая изменения газовоздушной смеси. Изобретение обеспечивает непрерывный контроль газообразных выбросов ионизационным методом с корректировкой на радионуклидный состав газообразного выброса с отставанием по времени и получение более низких пределов измерений объемной активности радиоактивных газов. 1 ил.
Установка измерений активности трития, углерода-14, инертных радиоактивных газов (далее - ИРГ) в газообразных выбросах, содержащая фильтродержатель с фильтром, расходомер газа с функцией регулирования газа, воздушный насос, узел барботеров, панель оператора, программируемый управляющий контроллер, узел азотных ловушек, обеспечивающий определение состава ИРГ гамма-спектрометрическим методом, отличающаяся тем, что дополнительно введены три блока детектирования для выполнения количественного измерения текущей суммарной объемной активности газообразных выбросов, объемной активности ИРГ, трития и углерода-14; дополнительно введены быстроразъемные криогенные соединения, которые позволяют оперативно отсоединять азотные ловушки от газовоздушных линий; дополнительно введены каплеотбойники в барботеры для защиты блоков детектирования и препятствия нагнетанию влажной среды в азотные ловушки; дополнительно введено ПЭВМ верхнего уровня, реализующее автоматический расчет коэффициентов преобразования ионизационного тока блоков детектирования по тритию, углероду-14 и ИРГ, ведение базы данных, проведение расчетов активности каждого из контролируемых радионуклидов в выбросе за заданный промежуток времени (час, сутки, месяц), учитывая изменения газовоздушной смеси.
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ПО ТОКУ БЛОКОВ ДЕТЕКТИРОВАНИЯ С ПРОТОЧНЫМИ КАМЕРАМИ ПРИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОМ КОНТРОЛЕ РАДИОАКТИВНОЙ ГАЗОВОЙ СМЕСИ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ВЫБРОСАХ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК | 2016 |
|
RU2620330C1 |
Установка автоматизированная пробоотбора трития и углерода-14 | 2019 |
|
RU2740745C1 |
СПОСОБ АВТОМАТИЧЕСКОГО ОТБОРА ТРИТИЯ ИЗ АТМОСФЕРНОГО ВОДЯНОГО ПАРА | 2007 |
|
RU2442129C2 |
Способ комплексного контроля радионуклидов в выбросах ядерных энергетических установок | 2018 |
|
RU2687842C1 |
US 20090114828 A1, 07.05.2009. |
Авторы
Даты
2023-08-17—Публикация
2022-06-28—Подача