Способ контроля активности радионуклидов инертных газов на ядерных реакторах Советский патент 1992 года по МПК G01T1/167 

Изобретение относится к измерению ядерных излучений, точнее к способам анализа радионуклндного состава технологических сред атомных энергетических установок, и может Ьыть использовано при контроле радиоактивных газов в теплоносителе и в выбросах атомных электростанций, других ,cKTOB атомной энергетики, осуще- стагтлемом с целью оценки состояния активной зоны и охраны окружающей среды от радиоактивных загрязнений.

Цель изобретения - расширение области применения путем определения

радионуклидов в жидких технологических средах.

Способ поясняется чертежом. Использованы следующие обозначения: проточная измерительная камера 1; гамма-спектрометр 2j вентили дегазатора 3j измеритель расхода жи;;кой среды через дегазатор А; дегазатор 5; сброс дегазированной жидкости 6; отвод выделяющихся газов 7; воздуховоды 8; вентили измерительной камеры 9; измеритедь расхода газа по воздуховоду 10; воздуходувки 11,12.

Контроль радчочуклидов осуществляют следуюр1нм образом. Открывают один и-э N вентилей 3 и устанавливают иопрерыпньц4 проток жидкости через дет ячатор 5. Выделяющиеся газы через отвод выделяющихся газов 7 непрерывно отводят н один из воздуховодов 8 () вентиляционной cиcтe tы, расход по которой (G: много больше расхода газа через дегазатор 5 (С„ ) и поддерживается постоянным с помощью воз духодувки 11. Открывают один из вен- тилей измерительной камеры 9 и соединяют укапанный воздуховод 8 с измери телькой камерой t. Посредством воздуходувки 12 часть потока отводят из воздуховода 8, прокачивают с расходом, который задают вентилем измерительной камеры 9, через измеритель- ную камеру 1 и возвращают в воздуховод 8. Измеряют расход п-й жидкой среды (( „ через дегазатор 5 измерителем расхода жидкой среды дегазатор А и расход газовой среды по j-му воздуховоду 8 (Jj) с использованием измерителя расхода газа по воздуховоду 10, Фиксируют расходы указанных сред на период времени, не меньший длительности измерений. При этих расходах определяют коэффициенты извлечения радионуклидов из дегазируемой жидкой среды (Ор,) и время их транспортировки- до измерительной камеры 1 (). После чего измеряют объемную активность радионуклидов в воздухе, выбрасьтаемом через j-й воздуховод 8 (aj-), с помощью гамма- спектрометра 2 и рассчитывают одновременно удельную активность каждого i--ro нуклида в п-й жидкой среде по уравнению

я;;-:;--;:- expC -. ,

J Uni

(О

где А; - постоянная радиоактивного распада i-ro радионуклида.

Время транспортировки радионуклидов до измерительной камеры (t,,:) может быть определено несколькими способами.

Первый вариант. При фиксированньп расходах жидко й (Gni) газовой (Gj) сред измеряют объемную активность крроткоживутцего нуклида, например Кг, и долгоживущего, например Хе« в j-ft точке контроля (а.,) и (,) соответственно. После чего устанавливают нояый расход жидкости через

дегазатор 5 (0„{), отличающийся от первоначального настолько, чтобы можно бьто определить изменение активности газа в измерительной камере 1, например в 1,5-2 раза. Фиксируют моменты врененн изменения расхода среды (t,,) и изменения загрузки гамма- спектрометрического тракта (tj). Вновь измеряют активность нуклидов- реперов короткоживуцего () и дол- гоживуцего репера (аЛ) и убеждаются в стационарности режима работы реактора, гаэовьщеления в дегазаторе 5 и переноса радионуклидов. Для зтого может быть использован, например, критерий

.IskLI 2kU,- 3Sr (2)

jA«

где Bf, - 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 j-й точке контроля может быть рассчитано для любого расхода газа (Gj) и жидкости через дегазатор 5 (С,) по уравнению

n.j

-(c: - t.

1

Gni Gnl . aii« ,v

rcr-r T o; .) C3)

) t n2.

где X n - период полураспада корот- коживущего нуклида-репера.

Другой вариант. При известных длине (1) и диаметре (R;) трубопроводов, соединяющих п-ю жидкую среду с дегазатором 5, находят их объем (Vp) расчетным путем по формуле

V« - 5- R . (4)

Объем газовых коммуникаций (V- ) рассчитывают по формуле

v; - Gj o ч о,

где время задержки CJQ находят при расходе Gj как разность между моментом ийжек1 и калибровочного газа в дегазатор 5 и моментом регистрации его в измерительной камере 1. Тогда полное время транспортировки радионуклидов от п-й жидкой среды до j-й точки контроля при расходе жидкости через дегазатор 5 расходе воздуха Gj находят по соотношению

i ГДР. V

УГ, Пг И V

„ х

yj , (ь.

Gj определяются пыражеn 1 киями (4) и (5).

Коэффициенты выделения радионуклидов в дегазаторе могут быть най- дсиы также разными способами.

Первый вариант. Пробу жидкости на выходе дегазатора 5 отбирают в калиброваиную емкость и измеряют в

ней остаточную активность газов

UecT V „|-; на гамма-спектрометре 2. Одновременно определяют активность радионуклидов в J-M воздуховоде 8 вентиляционной системы, Которая связана с дегазатором 5, и по уравнению {), полагая коэффициент дегазации СЭ n. i 1 рассчитывают их активност в п-й жидкости (а ; ). После чего определяют действительные коэффициенты выделения радионуклидоп в дегазаторе 5 из данной жидкости, используя соотношение

Q

,. . L .

n.i п.; Повторяют указанную процедуру при

всех требуемых расходах жидкости.

Второй вариант. Определяют объемную активность радионуклидов в потоке п-й среды () с использованием специального гаммя-спектрометра 2 и одновременно по предлагаемому методу (а „ ; ), положив в уравнении (1)

„, ) , положив в уравнении коэффициент дегазации 03п,( 1. Расчет действит -льных коэффициентов выделения радионуклидов в дегазаторе 5 ведут по формуле г

W,

а

/а „.; .

(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 был равен 28 л, гамма-спектрометр включает Ge-Li детектор типа ДГДК-63А и многоканальный амплитудный анализатор типа LP- А900. В 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 был подключен вытяжной шкаф, брались по результатам последней их проверки метрологической службой и практичес

5

to

5299526

ки сояпадали с проектной гфоиг поди- тельностью BCFiTarperaToB ( м /ч). Контроль расхода воздуха черед иэмг- рительную камеру ос тестрлялся по показаниям ротаметра и спгтяплял 50 л/мин, колебания его не (фе1- П1али 5Х. Определение остаточной ;: - ности радионуклидов ИРГ в дгглзиро- ванном теплоносителе осуществлялось методом дискретного отбора проб со дна шкафа в калиброванные стеклянные бюксы с последующим гамма-спектрометрическим анализом их активности в лабораторньгх условиях. Путем отключения подачи теплоносителя с фиксацией момента его отключения и момента резкого снижения скорости счета на участке спектра, соотрстгтпуюшгм реперному пику ксенона-135 с энергией 250 кзВ, было найдено время доставки газа от дегазатора до измерительной камеры, которое составило 30 с. По известному объему пробоотбог ной линии (2 л) и расходу (0,1 л/с) было найдено время доставки пробы к дегазатору (20 с). Суммарное время задержки составило 50 с.

Выполнены эксперименты, в ходе которых расход теплоносителя изменялся ступенями, а все остальные параметры фиксировались. При этпм реактор работал на стационарном уровне мот- ности. Измерялась активность И рассчитьгоаллсь активность радионуклидов в воздухе по известной фор - муле

5

20

25

30

35

а

Si

40

В.

3,.

Ч,ек, V,

(9)

И одновременно в теплоносителе формуле

по

а

01

а в; -г---р-- ехрОл

.-- -

ор.

). (10)

Ot,

где а.

- объемная активность

i-ro радионуклида в теплоносителе и в выбрасьгеаемом воздухе соответственно, Ки/Л; Sj - пл зщадь рсперного

фотопика i-ro нуклида, ими; с„ - али тельность экспозиции, с; 1, - РЬГХОД гамма-квантов на распад, кпант/раг- пад; fifi - эффективность регистрации гамма-квантов, имп/квант; объем измерительной камеры, л; G, GB - расход теплоносителя и воздуха соответственно, л/ч; ci(,, - коэффициент дегазации, доли ед.; , - uoi;- тоянная радиоактивного расп.чда,

от теплоносителя к измерительной камера , с .

Полученные результаты представлены в тлОл.К Видно, что значения активностей радионуклидов в теплоносителе, найденные при различных его расходах, совпадают в пределах погрешностей г мма-спектрометрических измерений. Это свидетельствует о поспроизводимости метода. Таким образом реализовано одновременное определение активности радионуклидов инертных радиоактивных газов в жидкой среде и газовых выбросах.

Для доказательства количественного опропелсния радионуклидов в жидко срсдте были поставлены сопоставительные эксперименты. При этом для измерения радионуклидов непосредственно D жидком теплоносителе использовалис дополнительный гамма-спектрометр и специальное устройство для очистки потскп теплоносителя от мешающих радионуклидов иода на ионообменных фильтрах. Коэффициент извлечения ИРГ из теплоноситепя рассчитывался по формуле (7) и составлял при расходе 0,1 л/с для ксенона 0,69; криптона 0,8А; аргона 0,95 отн.ед. Объемные активности рассчитьшались по формуле (10). Результаты представлены в табл. 2. Предлагаемый метод не имеет существенных систематических погрешностей, т.е. позволяет получать количественные данные.

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

Способ контроля активности радионуклидов инертных газов на ядерных реакторах, включающий отвод части потока газов из воздуховода, пропускание его с заданным рас $одом через измерительную камеру, определение радиоактивности газов в выбросах с помощью гамма-спектрометра, отличающийся тем, что, с целью расширения области применения лутем определения радионуклидов в жидких технологических средах, последова- тельно соединяют каждую п-ю из N отдельных жидких сред с Дегазатором, выцеляющиеся из зтой ж1щкой среды газы непрерьшно отводят в дополнительно введенный j-й воздуховод, расход воздуха по которому Gj устанавливают мгюго больше расхода газов, вьщеливгаихся из жидкой среды С„ , соединяют с этим воздуховодом измерительную камеру, фиксируют и измеряют на двух участках образованного тракта расходы сред: жидкой G - через дегазатор и газовой Gj - по воздуховоду, определяют коэффициенты извлечения ( каждого i-ro радионуклида из п-й жидкой среды и время их транспортировки t„ до измерительной камеры через j-й воздуховод, после чего измеряют объемную активность aj; каждого i-ro радионуклида и находят объемные активности а„; каждого i-ro радионуклида в п-й жидкой среде по формуле

v -с5;ГсГ Р

а

ГЦ

где А; - постоянная радиоактивного распада i-ro радионуклида.

n

1529952

Таблица 2

Изобретение относится к измерению ядерных иплучений и может быть использовано для анализа радионуклид- ного 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