Способ определения содержания смеси спонтанно распадающихся нуклидов Советский патент 1993 года по МПК G01N23/00 G01T3/00 

Изобретение относится к области измерения состава среды и может быть использовано для определения содержания смеси спонтанно-распадающихся нуклидов (СРН) в среде, например, в водном растворе, по собственному нейтронному излучению (СНИ)ереды.

Целью изобретения является повышение точности определения содержания смеси СРН в средах, проходящих через систему емкостей, при изменении нуклидного состава смеси.

Поставленная цель достигается тем, что на входе в систему емкостей дополнительно измеряют интенсивность гамма-излучения (ГИ) от внешнего гамма-источника после прохождения ГИ через слой исследуемой среды и слой эталонного образца среды, а искомое содержание смеси в среде рассчитывают с,помощью полученных градуиро- вочных коэффициентов.

Изобретение осуществляется следующим образом. Пусть необходимо проконтролировать содержание смеси СРН в системе из п последовательно соединенных емкостей, через которые передают раствор с СРН. На каждой емкости установлен нейтронный датчик для регистрации нейтронного излучения. На входе в систему емкостей установлен нейтронный датчик и гамма-абсорбциометр, включающий источник ГИ для просвечивания раствора с СРН и датчик для регистрации ГИ после прохождения его через раствор. Предварительно на вход в систему емкостей подают эталонный раствор с СРН известного нуклидного состава и с известным содержанием смеси СРН (Са), прогоняют его через все емкости, измеряют показания датчиков на входе (NH и Nr), показания датчиков на каждой емкости системы (NHi) и определяют коэффициенты Кн, Кг, К) по формулам

00

о ел

CJ

ел ч

Кн Мн/(Сэ;о.э), Кг Nr/Сэ: KI - NHi/(C3.q3)

для известных Сэ, Рэ, где дэ - удельный выход нейтронов от раствора смеси СРН. Как показали результаты исследований, эти коэффициенты практически не зависят от состава и содержания смеси СРН в растворе.

Для определения содержания смеси СРН в каждой емкости при изменении нук- лидного состава смеси СРН в растворе, поступающем на вход в систему емкостей, необходимо измерить показания нейтронного датчика (NH) и гамма.-абсорбциометра (Мг) на входе в систему емкостей и показания нейтронных датчиков на каждой емкости (NHi). Содержание смеси в i-й емкости рассчитывают с помощью полученных гра- дуировочных коэффициентов по зависимости

N„1

NHI

,, Rr NH

RH Nr

Контроль содержания смеси СРН таким способом можно проводить, если в системе емкостей состав смеси СРН в растворе, который поступает на вход в систему, далее в системе емкостей не меняется, однако, он может меняться на входе в систему. В системе емкостей может меняться и содержание смеси СРН, например, в результате разбавления, концентрирования, выпадения ее в осадок.

Если в цепочке емкостей нуклидный состав смеси СРН меняется, в этом случае цепочку емкостей разбивают на участки, на входе в которые состав смеси СРН постоянен. На каждом входе в такой участок необходимо проводить измерения интенсивности СНИ от раствора и гамма-излучения от источника гамма-излучения после прохождения излучения через слой . раствора с СРН.

Опытная проверка изобретения в условиях радиохимического производства при переработке отработавшего ядерного топлива реакторов на смеси СРН (альфа-излу0

0

чающих и спонтанно делящихся нуклидов) плутония подтвердила, что оно позволяет повысить точность определения содержания смеси СНР по СНИ среды в системе емкостей при изменении нуклидного состава смеси СРН в растворе, поступающем на вход в систему, с использованием существующих систем нейтронного контроля путем организации дополнительного контроля лишь в отдельных точках технологической цепочки.

Чем шире диапазон, в котором может изменяться удельный выход нейтронов от смеси СРН на входе в контролируемую сис- 5 тему емкостей, тем больше увеличение точности определения содержания смеси СРН в системе емкостей может быть достигнуто, и тем больше положительный эффект от изобретения. Оно позволяет осуществлять автоматическую корректировку показаний приборов нейтронного контроля от счетчиков, установленных на емкостях, по результатамизмерений приборов гаммэ-абсорбциометра-и прибора нейтронного контроля, установленных на входе в систему емкостей, и осуществлять дистанционный нейтронный контроль за содержанием смеси СРН в емкостях.

Ф о р м у л а и з о б р е те н и я Способ определения содержания смеси спонтанно распадающихся нуклидов в среде, заключающийся в измерении интенсивности собственного нейтронного излучения Јреды в емкости и установлении содержания смеси спонтанно распадающихся нуклидов в среде по результатам измерения эталонных образцов среды, отличающийся тем, что, с целью повышения точности определения содержания смеси в средах проходящих через систему емкостей, при изменении нуклидного состава смеси, на входе в систему емкостей дополнительно измеряют интенсивность гамма-излучения от внешнего гамма-источника после про- 5 ждения гамма-излучения через слой исследуемой среды и слой эталонного образца среды, а искомое содержание смеси в среде рассчитывают с помощью полученных гра- дуировочных коэффициентов.

5

0

5

0

Применение: контроль производств по переработке отработанного ядерного топлива. Сущность изобретения: на входе в. систему емкостей, через которую пропускают среду, содержащую смесв спонтанно распадающихся нуклидов, измеряют интенсивность собственного нейтронного излучения среды и интенсивность прошедшего через слой среды гамма-излучения внешнего гамма-источника. Аналогичные измерения выполняют для эталонных сред. Полученные градуировочные коэффициенты и результаты измерений интенсивности используют для определения искомого содержания смеси во всех емкостях системы. V) С