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Technisches
Gebiet
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Die vorliegende Erfindung betrifft
ein Verfahren zur Messung der Tritium-Aktivität eines Behälters für radioaktive Abfälle.
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Stand der Technik
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Tritium ist ein Radionuclid, das
in radioaktivem Abfall vorliegt. Dabei handelt es sich um ein instabiles Isotop
von Wasserstoff. Sein Zeifall zu 3Helium
ist begleitet von einer Emission eines β-Teilchens mit einer negativen
Ladung, das einem Elektron entspricht. Die Reichweiten (Wegstrecken)
dieser β-Teilchen
sind extrem kurz. Sie übersteigen
nicht 6 μm
in Wasser und 5,7 mm in der Luft. Diese Eigenschaft schließt jede
Möglichkeit des
Strahlungsnachweises von Tritium durch die Wände von Behältern hindurch oder in festen
oder flüssigen Abfällen aus.
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Zur Messung des Tritium-Gehaltes
in radioaktiven Abfällen
muss man sich daher anderen Messmethoden zuwenden, bei denen Gebrauch
gemacht wird von den Haupteigenschaften des Tritiums, die den Nachweis
seiner Anwesenheit ermöglichen.
Seine spezielle Atommasse erlaubt seine Abtrennung duch Massenspektrometrie
und Chromatographie, wenn es in gasförmiger Form vorliegt. Aufgrund
der ß-Strahlung ist es
möglich,
die Methode der Auszählung
durch Szitillation, meistens in einem flüssigem Medium, anzuwenden. die
Absorption der ß-Strahlung
in dem umgebenden Medium induziert eine Freisetzung von Wärme. Dieser Wärmestrom
kann durch Kalorimetrie quantitativ bestimmt werden.
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In der Mehrzahl der Anwendungen werden
diese physikalisch-chemischen Eigenschaften ausgenutzt zur Messung
des Tritiums. Auf dem Gebiet der tritüerten Abfälle gilt diese Regel ebenfalls.
Bevor man die genannten Methoden anwenden kann, hat es sich häufig als
notwendig erwiesen, Stufen der Vorbereitung der tritüerten Proben
zu durchlaufen. Diese Vorphasen, die gelegentlich komplex sind,
hängen
von dem physikalisch-chemischen Zustand des Tritiums und von der
Matrix ab, in das es eingelagert ist. Das gewünschte Niveau der Aktivität, die chemische
Form des Tritiums und der Matrix definieren somit die Auswahlkriterien
für die
Messverfahren.
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Das Tritium liegt auch in festen
organischen Abfällen
vor, beispielsweise in Poly(ethylen/vinylacetat) oder EVA oder in
Poly(vinylchlorid) oder PCV, die aus Überschuhen, Handschuhen, Überzügen und
dgl. stammen. Die Vielfältigkeit
der Natur dieser Abfälle
erhöht
die Schwierigkeit ihrer Charakterisierung. Die Erfahrung zeigt eine
starke Heterogenität
der Verteilung der Aktivität.
Wenn alle diese Produkt-Typen
miteinander vermischt sind, ist die Repräsentativität einiger Gramm von Proben
sehr zufällig
(willkürlich).
Ein Brenner zum Verbrennen der Probe (mit einem Gewicht von 0,1
bis 1 g) in einem Sauerstoffstrom erlaubt die Abschätzung der Aktivität einiger
Proben im Bereich von einigen Bq/g.
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Bei der quantitativen Bestimmung
von Tritium in der Gasphase oder in der wässrigen Phase macht man Gebrauch
von klassischen Verfahren, die sehr gut beherrscht werden, wie z.
B. der Szintillation und der Massenspektrometrie für die meisten
Ströme.
Wenn das Medium homogen ist, ist es durch einfache Probenentnahme
möglich,
ein quantitatives Ergebnis zu erzielen, das zuverlässig ist
in einem erschöpfenden
Konzentrationsbereich.
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Die Bestimmung der Aktivität von tritüerten Abfällen, die
verhältnismäßig wenig
kontaminiert sind, bleibt jedoch besonders schwierig. In diesem
speziellen Fall ist die Anwendung von zerstörenden analytischen Verfahren
nicht zufriedenstellend wegen der relativen Unsicherheit der Repräsentativität der Probe.
Bis heute gibt es kein einfaches und zuverlässiges Verfahren zur Charakterisierung
der tritüerten
technologischen Abfälle.
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Eine strenge und wirksame Kontrolle
der tritüerten
Abfälle
erfordert die Messung der Tritium-Menge, die in den Paketen enthalten
ist. Für
eine Probenentnahme aus diesen Abfällen für eine spezialisierte Organisation
muss garantiert werden, dass die Tritium-Aktivität unterhalb eines vorgegebenen
Schwellenwerts, beispielsweise von 109 Bq
(0,027 Ci) in einem Behälter
von 200 l, liegt. Keine zuverlässige
und auf dem wirtschaftlichen Gebiet akzeptable Methode erlaubt es
derzeit, dieser Forderung zu entsprechen. Die Kalorimetrie bei 2001-Behältern kann
praktisch durchgeführt
werden, sie erlaubt jedoch nicht die Messung der Tritium-Aktivitäten unter
1,8·1014 Bq (5000 Ci).
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Mit Ausnahme ihrer flüssigen oder
gasförmigen
Form sind die wenig kontami- nierten tritüerten Abfälle sehr schwer zu charakterisieren,
vor allem die organischen Abfälle,
bei denen jede Probenentnahme von einer sehr hohen Ungewissheit
bezüglich
ihrer Representativität
geprägt
ist. Das Problem kann gegebenenfalls gelöst werden durch Homogenisieren
der Abfälle
durch Zerkleinern. Der Mangel an Empfindlichkeit der Kalorimetrie
erlaubt jedoch nicht deren Anwendung. Vom Standpunkt der analytischen
Kontrollen aus betrachtet gibt es eine bedeutende Lücke. Die
Lösung
besteht darin, zu einer globalen Kontrolle des Behälters zu
gelangen, die nicht destruktiv ist und keinen Abfall erzeugt.
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Zusammenfassung
der Erfindung
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Um dieses Problem zu lösen, wird
erfindungsgemäß ein nicht-zerstörendes,
zuverlässiges
und wirtschaftliches Verfahren vorgeschlagen, das die quantitative
Bestimmung der Aktivität
von tritüerten
Abfällen,
die in Säcke,
beispielsweise aus PVC, eingeschlossen sind, die ihrerseits in einem
Behälter
angeordnet sind, der ein unbekanntes Leervolumen und eine unbekannte
Leckage (Undichtigkeit) aufweist.
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Das allgemeine Prinzip besteht darin,
die Menge an 3Helium zu messen, das beim
Zerfall des Tritiums erhalten wird, ausgehend von einer Probenentnahme
aus der Gasatmosphäre,
die den Abfall umgibt. Diese gebildete Heliummenge ist proportional
zur vorhandenen Tritium-Aktivität.
Beispielsweise führen
Abfälle
mit einer Aktivität
von 109 Bq (0,027 Ci) innerhalb eines Jahres
zu einer Freisetzung von 3Helium, die zu
einer Konzentration von 0,0055 ppm dieses Gases in einem Volumen
von 200 l führt.
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Das Tritium ist β– radioaktiv.
Es zerfällt
unter Bildung von 3Helium, eines Elektrons
und eines Antineutrinos nach der Gleichung: T→3He + e– + v
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Die Halbwertszeit der Radioaktivität von Tritium
beträgt
12,34 ± 0,02
Jahre. Die Anzahl der gebildeten 3Helium-Atome
steht in direktem Zusammenhang mit der Anzahl der vorhandenen Tritiumatome
durch die Beziehung:
N3He =
Nτ · (1 – e λt)worin
bedeuten:
N3He = die während der
Zeit t gebildete 3Helium-Menge
Nτ =
die ursprünglich
vorhandene Tritium-Menge
λ =
die Radioaktivitätskonstante
von Tritium.
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Ziel der vorliegenden Erfindung ist
somit ein Verfahren zur Messung der Tritium-Aktivität eines
Behälters
für radioaktive
Abfälle,
der eine Menge von radioaktiven Abfällen und ein Leervolumen aufweist,
das darin besteht, dass man die durch den Zerfall des in dem radioaktiven
Abfall enthaltenen Tritiums während
einer festgelegten Zeitspanne gebildete 3He-Menge
misst und daraus die entsprechende Aktivität des in dem radioaktiven Abfall
enthaltenen Tritiums ableitet. Die Menge des gebildeten 3He kann zweckmäßig durch einen Leckage-Detektor
bestimmt werden.
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Die in den Säcken enthaltenen tritüerten Abfälle verhalten
sich allgemein wie eine einzige Quelle für 3Helium,
die in das Leervolumen des Behälters
abstrahlt. Der Partialdruck des vorhandenen Gases ist eine Funktion
der 3Helium-Durchsatzmenge der Tritium-Quelle
(somit der Aktivität),
des Leervolumens und der Dichtigkeit des Behälters (ein Teil des erzeugten
Gases entweicht) und der Einschlussdauer.
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Erfindungsgemäß kann die Messung in drei
Stufen durchgeführt
werden: Eichung und Messung der Konzentration des 3Heliums,
Messung des Leervolumens in dem Behälter, Messung der Dichtigkeit
(Leckage) des Behälters.
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Das erfindungsgemäße Verfahren kann somit die
folgenden Arbeitsgänge
umfassen:
a) Entnahme einer Probe des in dem Behälter enthaltenen
Gases und Bestimmung der in der Probe enthaltenen 3He-Menge
mittels eines Leckage-Detektors,
b)
Bestimmung des Leervolumens des Behälters,
c) Bestimmung der
Dichtheit des Behälters,
um daraus den Umfang der Leckage zu ermitteln,
d) Berechnung
der 3He-Durchflussmenge aus den Angaben,
die bei den Arbeitsgängen
(a), (b) und (c) erhalten werden,
e) Bestimmung der Tritium-Aktivität des Behälters als
Funktion der in dem Arbeitsgang errechneten 3He-Durchflussmenge.
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Vorzugsweise eliminiert man in dem
Arbeitsgang (a) störende
Gase aus der entnommenen Probe, bevor die Bestimmung der 3He-Menge durchgeführt wird. Bei diesem gleichen
Arbeitsgang kann die Bestimmung umfassen den Vergleich zwischen
der entnommenen Probe und einem Gas, das unter dem gleichen Druck steht
und eine bekannte 3He-Konzentration aufweist.
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Der Arbeitsgang (b) kann durchgeführt werden
durch Injizieren einer bekannten Menge 4He
in den Behälter,
anschließende
Messung des Partialdruckes des 4He in dem
Behälter
und schließlich
Bestimmung des Leervolumens des Behälters aus der bekannten 4He-Menge und der Messung des Partialdruckes
von 4He. Diese Messung des Partialdruckes
von 4He kann erzielt werden durch Entnahme
einer Probe des in dem Behälter enthaltenen
Gases und Bestimmung der in dieser Probe enthaltenen 4He-Menge
durch einen Leckage-Detektor.
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Der Arbeitsgang (c) kann durchgeführt werden
durch Injizieren einer bekannten 4He-Menge
in den Behälter,
anschließendes
erstes Messen des 4He-Partialdruckes in
dem Behälter
und danach, nach einer festgelegten Zeitspanne nach der ersten Messung,
zweites Messen des 4He-Partialdruckes in
dem Behälter,
wobei der Umfang der Leckage des Behälters errechnet wird aus diesen 4He-Partialdruckwerten
und festgelegten Zeitspanne zwischen diesen Partialdruck-Messungen.
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Für
den Fall, dass die ermittelte Leckage von 3He
aus dem Behälter
als gleich der Menge an 3He bestimmt wird,
die durch Zerfall des in den radioaktiven Abfällen enthaltenen Tritiums gebildet
worden ist, kann die Messung der Menge des gebildeten 3He
einfach dadurch erhalten werden, dass man den Behälter in
einem Behältnis
anordnet für
die Aufnahme des aus dem Behälter
entweichenden 3He und diese 3He-Menge mit dem Leckage-Detektor
bestimmt.
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Kurze Beschreibung der
Zeichnung
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Die Erfindung ist besser verständlich und
weitere Vorteile und Besonderheiten sind leichter ersichtlich aus
der Lektüre
der nachfolgenden Beschreibung, die als nicht-beschränkendes
Beispiel angegeben ist, unter Bezugnahme auf die beiliegende Figur,
die ein Verfahren zur Messung der Tritium-Aktivität eines
Behälters
für radioaktive
Abfälle
gemäß der vorliegenden
Erfindung erläutert.
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Detaillierte Beschreibung
einer Ausführungsform
der Erfindung
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Die beiliegende Figur zeigt einen
Behälter 1,
der durch einen Deckel 6 verschlossen ist und radioaktive Abfälle 2 enthält, die
in Säcken
aus PVC angeordnet sind und in dem Behälter ein Leervolumen 3 bestehen lassen.
Die Bezugsziffer 4 bezeichnet einen Leckage-Detektor, der
mit einem Massenspektrometer ausgestattet ist. Ein Reagens-Behälter mit
einem Fassungsvermögen
in der Größenordnung
von 2 l erlaubt die Entnahme einer Probe des Gases in dem Leervolumen 3 des
Behälters
durch den Deckel 6 hindurch.
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Das von einem Leckage-Detektor abgegebene
Signal hängt
unter anderem von dem Wert der Tracergas-Durchflussmenge und von
dem Druck des Tracergases ab, das sich oberhalb dieser Leckage befindet.
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Die Konzentration an 3He
der Entnahme-Behälter
wird nach der Eichung unter den gleichen Bedingungen der Probenentnahme-Behälter mit
einer bekannten Konzentration von 3He abgeleitet.
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Die Konzentration von 3He
der Probenentnahme-Behälter
ist gering und liegt in der Größenordnung von
einem Teil pro Billion Teilen. Nach der Eliminierung der übrigen Gase
außer 3He, 4He und Ne aus
dem Probenentnahme-Behälter
mittels einer Aktivkohlefalle kann man einen Druck in der Größenordnung
von 10 millibar in dem Probenentnahme-Behälter erreichen. Unter diesen
Bedingungen wird die Konzentration von 3He in
dem Probenentnahme-Behälter
mit einem Faktor 100 multipliziert.
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In der beiliegenden Zeichnung ist
der Probenentnahme-Behälter 5 dargestellt,
der eine Abzweigung zu dem Behälter 1 und
eine Abzweigung zu einer Aktivkohlefalle 7 aufweist, die
in flüssigen
Stickstoff eingetaucht ist. Nachdem die Falle 7 ihre Funktion
erfüllt
hat durch Abziehen der übrigen
Gase außer 3He, 4He und Ne,
wird der Probenentnahme-Behälter 5 mit
dem Leckage-Detektor verbunden mittels eines Mikrometer-Ventils
B. Die zu kontrollierende entnommene Probe wird dann stromabwärts der
geeichten Leckage des Detektors 4 angeordnet.
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Die Eichung erfolgt durch Ersatz
des entnommenen Gases durch ein Gas mit dem gleichen Druck und mit
einer bekannten 3He-Konzentration.
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Die Messung des Leervolumens (bei
dem es sich um das 3He angebotene Volumen,
d. h. um das Volumen, das die Abfallsäcke umgibt, und das Volumen
in den Säcken
handelt, in die 3He diffundieren kann) des Behälters 1 erfolgt
durch Injektion einer bekannten Menge 4He in
den Behälter.
Nach der Diffusion dieses Gases in das Volumen des Behälters wird
der Partialdruck von 4He mittels der für 3He bekannten Methode gemessen. Daraus wird
das Leervolumen durch die Beziehung abgeleitet.
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Zur Bestimmung der Dichtigkeit des
Behälters
wird der Partialdruck von
4He 3 Monate nach
der ersten Messung erneut gemessen. Der Umfang der Leckage Q
fut des Behälter ist eine Funktion der
Druckschwankung in dem Leervolumen. Diese Funktion folgt dem Gesetz
der Diffusion von Helium durch die Polymeren:
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Ein Rechenprogramm erlaubt die Bestimmung
des Wertes der Durchsatzmenge der 3He-Quelle
als Funktion der 3He-Konzentration, des
Leervolumens, der Dichtigkeit des Behälters und der Einschlussdauer
der Abfälle.
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Die Tritium-Aktivität leitet
sich ab von dem Wert für
die Durchsatzmenge der 3He-Quelle
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Angesichts der Größenordnung der Dichtigkeit
der Abfall-Behälter
(10–3 Pa.m3/s) nach einigen Jahren des Einschlusses
ist der Partialdruck von 3He im Innern des
Behälters
so, dass das System sich stabilisiert. Die tatsächliche Leckage des Behälters (das 3He, das aus dem Behälter entweicht) ist gleich
der Durchsatzmenge der Tritium-Quelle (des 3He,
das gebildet wird). Unter diesen Bedingungen ist eine Probenentnahme aus
dem Behälter
nicht mehr erforderlich. Es genügt,
die tatsächliche
Leckage des Behälters
zu messen, um seine Tritium-Aktivität zu kennen. Diese Messung
kann erfolgen durch Einbringen des 200 I-Behälters in ein etwas größeres Behältnis für etwa 20
h, um das Totvolumen auf etwa 20 l zu begrenzen, und wie oben die Konzentration
von 3He zu messen.
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Zur Demonstration wurde dieses Verfahren
zur Messung der Tritium-Aktivität
auf zwei Behälter
aus Stahl angewendet, die eine Tritium-Quelle (bestehend aus 0,1
l tritüertem
Wasser) enthielten, und ein Leervolumen von 12,7 l boten. Die Aktivitäten der
in diesen Behältern
eingeschlossenen Quellen betrugen 0,455·109 Bq
(12,3 mCi) für
den ersten Behälter
und 4,55·109 Bq (123 mCi) für den zweiten Behälter. Das
in diesen Behältern
enthaltene umgebende Gas war Gegenstand von Analysen in regelmäßigen Zeitabständen entsprechend
dem erfindungsgemäßen Verfahren.
Die in der Tabelle I (für
den ersten Behälter)
und in der Tabelle II (für
den zweiten Behälter)
angegebenen Ergebnisse umfassen die theoretischen Werte der erwarteten
Konzentrationen von 3He und die Konzentrationswerte,
die von den Messungen abgeleitet wurden als Funktion der Anzahl
der verstrichenen Tage seit dem Einbringen der Quellen in die Behälter. Die
Differenz zwischen den theoretischen und den gemessenen Konzentrationen
ist ebenfalls angegeben.
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Die mit der Quelle von 0,455·109 Bq (12,3 mCi) erhaltenen Ergebnisse zeigen,
dass eine Quelle mit einer Aktivität unterhalb des oben genannten
Schwellenwertes von 109 Bp (27 mCi) charakterisiert
werden kann durch das efindungsgemäße Verfahren.
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Tabelle
1
100 ml Wasser – Gesamtaktivität von 12,3
mCi (4,55·10
8 Bg)
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Tabelle
II
100 ml tritüertes
Wasser – Gesamtaktivität 123 mCi
(4,55·10
9 Bg)
