Способ контроля радионуклидов в аэрозольных выбросах Советский патент 1992 года по МПК G01T1/167 

Изобретение относится к измерению ядерных излучений, точнее к способа анализа радионуклидного состава технологических сред атомных энергетических установок, и может быть использовано при контроле радиоактивных примесей в газовых выбросах атомных электростанций и других объектов ядерной энергетики, осуществляемом с целью охраны окружающей . среды от paдиoaкtивныx загрязнений

В большинстве случаев прямое измерение радиоактивных аэрозолей в выбросах невозможно ввиду их нидких объемных активностей, которые обычно составляет . Методы включают, как правило, обязательный этап - концентрирование, которое осуществляется путем прокачивания

больших объемов воздуха через фильтры. Основной принцип контроля - измерение активности аэрозолей в каждои конечной точке выброса. Для али.зации этого принципа обычно исоо оо пользуют способы и устройства, включающие непрерывный отбор проб на сонеподвижных или движущихся фильтрующих или адсорбирующих материалах и измерение их активности с помощью сцинтилляционных детекторов, причем пробы отбираются, как правило, из вентиляционной трубы. Подобные системы в свете существующих тенденций к снижению газоаэрозольных выбросов до уровня, какой только возможно достигнуть с учетом экономических и социальных факторов, имеют ограниченную информативность. Это становится очевидным, если принять во внимание стремление к расширению кру га радионуклидов, подлежащих контролю. В СССР санитарными правилами проектирования и эксплуатации АЗС (СП-АЭС-79) нормируется выброс изотопов , Sr, Сг, Мп, Со, . В правилах подчеркивается, что неполный перечень нуклидов не может служить основанием для ограничения контроля, и указывается на необходимость проведения максимально полного анализа изотопного состава газоаэрозольных выбросов. Все это требует повышения чувствительности и информативности методов радиационного контроля. Известны способы и устройства для анализа радионуклидн го состава аэрозолей с использованием полупроводниковых детекторов, позволяющих заметно расширить круг определяемых нуклидов. Ближайшим к заявляемому является способ контроля радионуклидов в аэр зольных выбросах, заключающийся в предварительном концентрировании аэрозолей на фильтрах, установленны в конечной точке выброса, и измерении их активности с помощью детекто ров ионизирующих излучений, например GeLi - для гамма-излучателей и поверхностно-барьерных - для альфаизлучателей. При практической реализации способа длительность контцеитрирования составляет недели до четверти года, скорость прокатки воздуха через фильтры 20-35 л/мин, время измерения 30-100 мин. Детекто работает в комплексе со стандартным многоканальным анализатором и вычислительным устройством. Достигнут чувствительность (3(j) для отдельных изотопов приведена в табл. 1, Недостатком способа является низ кая, информативность, вызванная труд ностями одновременной реализации вы сокой чувствительности и оперативно сти контроля. Повышение чувствительности требует увеличения объема прокачанного Воздуха, но скорост ь отбора пробы не превышает, как правило, 100 л/мин следовательно, необходимо увеличива длительность концентрирования, что ухудшает оперативность контроля. Целью изобретения является повышение информативности контроля ради 1 04 нуклидов в газоаэрозольных выбросах атомных энергетических установок. Поставленная цель достигается тем, что в способе контроля радионуклидов в аэрозольных выбросах, заключающемся в концентрировании аэрозолей на фильтрах и измерении их активности с помощью детекторов ионизирующих излучений, определение активности радионуклидов проводят на двух участках тракта их миграции: до фильтров очистки ив точке выброса, причем до фильтров очистки определяют все контролируемые нуклиды, а в точке выброса измеряют только один нуклидрепер, и по отношению активности репера, в указанных точках и содержанию остальных нуклидов в первой точке контроля определяют их активность в точке выброра. Основанием для подобной схемы контроля послужили результаты экспериментальных исследований распределения активности отдельных нуклидов по аэрозолям различной дисперсности, проведенных на реальных сбросах атомных энергетических установок с помощью каскадных импакторов (см.табл.2), В третьей колонке таблицы приведены относительные среднеквадратич-ные отклонения значений нормированных активностей |2, отдельных нуклидов от среднего . для данного каскада импактора. Ьтатическая обработка всей совокупности результатов эксперимента с импактором показала, что с надежностью 0,95 относительное среднеквадратичное отклонение активностей отделЬJ ыx нуклидов от среднего значения находится в пределах (7±.1)%. Это свидетельствует об отсутствии избирательного осаждения нуклидов различной химической природы на частицах разной дисперсности и ведет к тому, что потеря масти аэрозолей в процессе их т{эанспортировки по воздуховодам, пробоотборным линиям и через фильtpы очистки не должна изменять соотношения радионуклидов в пробе. В качестве репера может быть выбран любой радионуклид, существующий в выбросах в виде аэрозолей, обладающий относительно высокой объемной активностью до фильтров очистки и удобными ядерно-физическими характеристиками, позволяющими организовать избирательный оперативный контроль его радиоактивности.

Пример. В каналах выброса дествующих атомных энергетических установок производилось концентрирование аэрозолей на фильтрах АЛА-РМП-20 на двух участках тракта миграции аэрозолей к точкам выброса: до и после фильтров очистки типа А-17 и ФГО-17. Измерение активности проб на этих

участках осуществлялись в обычных условиях с помощью стандартного гаммаспектрометра, оборудованного- полупроводниковым Ge (Li) - детектором типа ДГДК-бЗЛ и многоканальным амплитудным а налигчатором, например. АИ-ЮЗ или AM-iOg. В точке до фильров очистки определялись все контролируемые нуклиды, а после фильтров очистки измерялся только один нуклид-репер. Для АЭС с РБМК в качестве репера был выбран нуклид натрий-2, а для реактора с водой под давлением - цезий-13. Затем определялось отношение объемных активностей репера в двух указанных, точках, т.е. коэффициент проскока через фильтры очистки. По этому отношению и значениям активностей контролируемых радионуклидов до фильтров очистки находились их активности в выбросах. В ходе проверки способа поставлены специальные эксперименты с длительным отбором проб до и после фильтров очистки. Время концентрирования составляло от до 58 сут. Определялись активности всех радионуклидов, доступных измерению в обеих точках контролях. Величина активностей тех нуклидов, которые удалось измерить после фильтров очистки, сопоставлялись с данными, полученными на основе предлагаемого способа. В табл.3 приведены результаты некоторых экспериментов при различных коэффициентах проскока через фильтры очистки, которые находились в пределах от 0,02 до О,Т. Статистическая обработка данных показала, что с надежностью 0,95 выборочное среднеквадратичное отклонение значений активностей нуклидов, измеренных после фильтров очистки от полученных по предлагаемому способу, находится в пределах (21+6)%;

Предлагаемый способ обладает большей чувствительностью, которая зависит от пределов измерения концентраций радис нуклидов в выбрасываемом воздухе и соотношения объемных активностей репера и остальных нуклидов. Пороги определения радионуклидов с использованием промышленной аппаратуры находятся на уровне 10 Ки/л (например,табл.1). Наличие репера, активность которого на 1- порядка выше активностей остальных контролируемых нуклидов (например, для АЭС с РВМК активность натрия - 2 на 2-3 порядка выше активности продуктов коррозии и на t-S порядков выше активности оС-излучателей), позволяет соответственно снизить пороги их определения в конечной точке выброса или повысить опративность анализа. В частности могут быть реализованы три варианта: при сохранении прежней чувствительности контроля повысить оперативност на I- порядка, сохранив оперативность, поднять чувствительность на 1- порядка, осуществить промежуточный вариант - одновременно частично улучшить чувствительность и оперативность. Таким образом, могут быть достигнуты значения чувствительности 1П Ки/л, а оперативность анализа доведена до одного или нескольких часов. Предлагаемый способ позволяет также расширить круг определяемых изотопов, так как объемные активности радионуклидов до фильтров очистки на 1-3 порядка (в зависимости от эффективности очистки) выше, чем поле фильтров. В частности до фильтров очистки, кроме указанных в табл.3, определялись нуклиды: 5° Со, Fe,Zn, , , , -и Се, , Np. Сравнительно высокая активность источников, получаемых при отборе проб аэрозолей до фильтров очистки, а репера и после фильтров, исключает необходимость создания специализированных низкофоновых спектрометров и дает возможность проводить экспресное определение всех нормируемых радионуклидов на той же аппаратуре, которая используется, например, для анализа проб теплоносителя.

Чувствительность определения концентраций радионуклидов в газовых выбросах АЭС с помощью аэрозольных и йодных фильтров

Таблица 1

Распределение активности отдельных нуклидов- по различной дисперсности Таблица аэрозольным частицам

Продолжение. табл,2