Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ПО ТОКУ БЛОКОВ ДЕТЕКТИРОВАНИЯ С ПРОТОЧНЫМИ КАМЕРАМИ ПРИ РАДИОМЕТРИЧЕСКОМ КОНТРОЛЕ РАДИОАКТИВНОЙ ГАЗОВОЙ СМЕСИ В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ВЫБРОСАХ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Изобретение относится к области радиационного контроля газообразных выбросов и технологических проб предприятий атомной промышленности и используется для определения объемной активности радиоактивных газовых смесей.

Известен способ определения коэффициента преобразования по току блока детектирования с проточной камерой по показаниям образцового радиометра газов с использованием элементарного радиоактивного газа криптон-85 (либо ксенон-133, либо углерод-14, либо тритий), по которому проводится калибровка (Установки радиометрические УДГБ-01. Руководство по эксплуатации ФВКМ 412123.003 РЭ. НПО «Доза»). Главным недостатком данного способа при контроле радиоактивных газовых смесей в условиях их переменного радионуклидного состава является некорректное использование коэффициента преобразования по току блока детектирования с проточной камерой по какому-либо элементарному радиоактивному газу - тритию, углероду-14, аргону-41, криптону-85, ксенону-133, ксенону-138, а не смеси радионуклидов. Тем же недостатком обладает второй известный способ определения коэффициента преобразования по току блока детектирования с проточной камерой по мощности дозы гамма-излучения твердых образцовых источников (Установка радиометрическая РКС-07 П. Руководство по эксплуатации - Открытое акционерное общество «Пятигорский завод «Импульс» 2003 - 124 с.).

Таким образом, по первому и второму способам можно определить коэффициент преобразования по току блока детектирования с проточной камерой по известной активности элементарного радиоактивного газа или мощности дозы гамма-излучения в воздухоэквивалентной камере соответственно. Данная процедура проводится при первичной и последующих поверках, но не позволяет определить коэффициент преобразования по току блока детектирования с проточной камерой для динамично изменяющейся смеси радиоактивных газов (тритий, углерод-14, аргон-41, криптон-85, ксенон-133, ксенон-138 и др.).

Данную проблему можно было бы решить с использованием генератора газов (Генератор газовых смесей ГГС-03-03. Руководство по эксплуатации. ШДЕК418313.001РЭ), генерирующего газовые смеси методом динамического разбавления исходных аттестованных по активности элементарных радиоактивных газов (эталонов). Отсутствие газообразных эталонных образцов по тритию, аргону-41, ксенону-133 и другим газам не позволяют реализовать данный способ.

Предлагаемый способ определения коэффициента преобразования по току применяемых для радиационного контроля радиоактивных газовых смесей блоков детектирования с проточными камерами использует сочетание гамма-спектрометрического метода с криогенным вымораживанием инертных радиоактивных газов и жидкосцинтилляционного метода с барботированием трития и углерода-14.

Техническим результатом предлагаемого способа является повышение достоверности результатов измерений объемной активности радиоактивных газовых смесей радиометрическим методом с использованием блоков детектирования с проточными камерами.

Названный в предлагаемом способе технический результат достигается радиометрическим методом при непрерывном контроле объемной активности текущей радиоактивной газовой смеси с квазинепрерывной корректировкой коэффициента преобразования по току. Отличительной особенностью предложенного способа является то, что коэффициент преобразования ионизационного тока устанавливают по результатам определений радионуклидного состава и активности радиоактивных газов, образующих радиоактивную смесь, гамма-спектрометрическим методом с использованием криогенного замораживания, и жидкосцинтилляционным методом с использованием барботирования радиоактивной газовой смеси.

Способ осуществляется следующим образом. Для непрерывного контроля и разделения радиоактивной газовой смеси на составляющие ее радиоактивные газы используют стенд согласно приведенной схеме на фиг. 1.

Поток радиоактивной газовой смеси через систему аналитических фильтров для улавливания альфа- и бета-излучающих аэрозолей (1) последовательно поступает в первый блок детектирования с проточной камерой (далее БД-1) (2), затем в систему улавливания и далее во второй блок детектирования с проточной камерой (далее БД-2) (8) для проверки полноты улавливания радиоактивных газов.

Система улавливания содержит:

- конвертор водорода (4), для конвертирования газообразного трития в оксидную форму трития;

- систему барботеров, заполненных различными окислительно-восстановительными реагентами для улавливания углерода-14 и трития (5, 6);

- систему криогенных ловушек для улавливания инертных радиоактивных газов (далее ИРГ) (7).

Улавливание ИРГ проводят с помощью специально сконструированных заполненных силикагелем криогенных ловушек (фиг. 2) при температуре жидкого азота (t_кип=минус 196°C), что позволяет полностью уловить изотопы ксенона (t_кип=минус 109°C), криптона (t_кип=минус 153°C), аргона (t_кип=минус 186°C) из радиоактивной газовой смеси.

Объем радиоактивной газовой смеси V, дм³, прокаченный через систему отбора, определяют по разности показаний газового счетчика (9) за период времени отбора Δt.

Определение объемной активности окиси трития , Бк⋅дм^-3, и углерода-14 , Бк⋅дм^-3, проводят на жидкосцинтилляционном спектрометре (11). Радионуклидный состав и объемную активность ИРГ a_ΣИРГ, Бк⋅дм^-3, определяют на гамма-спектрометре с ОЧГ-детектором (12) в геометрии измерений, аналогичной геометрии криогенных ловушек, с учетом времени отбора Δt и времени измерения гамма-спектра с использованием программного обеспечения. Результаты определения радионуклидного состава и активности радиоактивной газовой смеси используют для корректировки коэффициента преобразования по току.

Ионизационный ток I_Σ, А, создаваемый уловленными в барботерах тритием, углеродом-14 и в криогенных ловушках ИРГ, вычисляют по формуле

где - средние арифметические за период времени отбора Δt значения ионизационных токов соответственно для БД-1 и БД-2, А;

- фоновые значения ионизационных токов соответственно для БД-1 и БД-2, А.

Ионизационный ток I_ΣИРГ, А, создаваемый ИРГ, уловленными в криогенных ловушках, вычисляют по формуле

где - значение ионизационного тока, вычисленное по формуле

где - чувствительность по току БД для радионуклида тритий;

- значение ионизационного тока, вычисленное по формуле

где - чувствительность по току БД для радионуклида углерод-14.

Значение коэффициента преобразования по току БД для смеси ИРГ, содержащихся в радиоактивной газовой смеси, вычисляют по формуле

Значение коэффициента преобразования по току БД для радиоактивной газовой смеси вычисляют по формуле

Преимуществом данного способа является то, что коэффициент преобразования ионизационного тока корректируется во времени в зависимости от радионуклидного состава радиоактивных выбросов.

Пример

Определение коэффициента преобразования по току БД типа БДГБ-02П с использованием 10 дм³ БД при анализе газовых радиоактивных выбросов, содержащих тритий и ИРГ. Измерения проводили в течение 18 дней.

Радиоактивная газовая смесь поступала в первый БД согласно схеме на фиг. 1 для определения I₁, создаваемого всеми радиоактивными газами, затем радиоактивная газовая смесь последовательно поступала в барботер Б₁, печь-конвертер, барботер Б₂. Таким образом, улавливался тритий в различных формах методом барботирования. Далее радиоактивная газовая смесь поступала в криогенные ловушки Л₁ и Л₂ для улавливания ИРГ и затем во второй БД для определения I₂.

Разность ионизационных токов в БД давала оценку ионизационного тока, создаваемого радиоактивной газовой смесью, уловленной методами барботирования и криогенным замораживанием. Разность ионизационных токов рассчитывали по формуле (1).

Объемную активность трития в барботерах определяли жидкосцинтилляционным методом. Объемную активность трития , Бк⋅дм^-3, рассчитывали по формуле

где А₁, А₂ - активность трития в счетном образце, приготовленном соответственно из воды барботеров Б₁ и Б₂, Бк;

- объем дистиллированной воды, внесенной в Б₁ и Б₂, дм³;

- объем аликвоты, взятой для приготовления счетного образца соответственно из Б₁ и Б₂, V_a=0,0005 дм³;

d - коэффициент улавливания по методике;

V_РГС - объем радиоактивной газовой смеси, прокаченный через Б₁ и Б₂, дм³.

Ионизационный ток, , А, создаваемый тритием в БД, рассчитывали по формуле (3). Чувствительность по току БД для трития (Блок детектирования БДГБ-02П-М. Руководство по эксплуатации. ЖШ2.328.499 ТО)

Ионизационный ток I_ΣИРГ, А, создаваемый ИРГ, уловленными в криогенных ловушках, вычисляли по формуле (2).

Радионуклидный состав и суммарную объемную активность ИРГ А_ΣИРГ, Бк⋅дм³, в ловушках определяли на гамма-спектрометре с учетом объема прокаченного воздуха и коэффициентов улавливания в ловушках.

Значение коэффициента преобразования по току БД для смеси ИРГ, содержащихся в радиоактивной газовой смеси, вычисляли по формуле (5).

Результаты вычисленных значений:

- ионизационного тока I_Σ, А, создаваемого уловленной радиоактивной газовой смесью;

- объемной активности трития , Бк⋅дм^-3;

- ионизационного тока, , А, создаваемого тритием в БД;

- суммарной объемной активности ИРГ, определенной гамма-спектрометрическим методом с учетом коэффициентов улавливания А_ΣИРГ, Бк⋅дм^-3;

- коэффициента преобразования k_{ПИТ(ΣИРГ)}, А⋅Бк^-1⋅дм³ представлены в таблице 1.