FR2777090A1 - Procede de msesure de l'activite tritium d'un fut de dechets radioactifs - Google Patents
Procede de msesure de l'activite tritium d'un fut de dechets radioactifs Download PDFInfo
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Abstract
L'invention concerne un procédé de mesure de l'activité tritium d'un fût (1) de déchets radioactifs contenant une quantité de déchets radioactifs (2) et un volume libre, consistant à mesurer la quantité d'3 He produite par la désintégration du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs pendant une durée déterminée et à en déduire l'activité correspondante du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs (2).
Description
PROCEDE DE MESURE DE L'ACTIVITE TRITIUM D'UN FUT DE
DECHETS RADIOACTIFS
Domaine technique
La présente invention concerne un procédé de mesure de l'activité tritium d'un fût de déchets radioactifs.
DECHETS RADIOACTIFS
Domaine technique
La présente invention concerne un procédé de mesure de l'activité tritium d'un fût de déchets radioactifs.
Etat de la technique antérieure
Le tritium est un radionucléide présent dans les déchets radioactifs. C'est un isotope instable de l'hydrogène. Sa désintégration en hélium s'accompagne de l'émission d'une particule ss avec une charge négative qui correspond à un électron. Les parcours de ces particules ss sont extrêmement réduits.
Le tritium est un radionucléide présent dans les déchets radioactifs. C'est un isotope instable de l'hydrogène. Sa désintégration en hélium s'accompagne de l'émission d'une particule ss avec une charge négative qui correspond à un électron. Les parcours de ces particules ss sont extrêmement réduits.
Ils ne dépassent pas 6 um dans l'eau et 5,7 mm dans l'air. Cette propriété exclut toute possibilité de détection de rayonnement du tritium à travers des parois de fûts ou dans des déchets solides ou liquides.
Pour mesurer le taux de tritium dans des déchets radioactifs, il faut donc s'orienter vers d'autres méthodes de mesure qui mettent à profit les principales caractéristiques du tritium permettant de détecter sa présence. Sa masse atomique particulière permet de le séparer par spectrométrie de masse et en chromatographie s'il se trouve en phase gazeuse. Grâce au rayonnement ss, il est possible de mettre en oeuvre la technique de comptage par scintillation, le plus souvent en milieu liquide. L'absorption du rayonnement ss dans le milieu environnant induit un dégagement de chaleur. Ce flux de chaleur peut se quantifier par la calorimétrie.
Ce sont, dans la majorité des applications, ces propriétés physico-chimiques qui sont exploitées pour mesurer le tritium. Le domaine des déchets tritiés n'échappe pas à cette règle. Avant de pouvoir mettre en oeuvre les techniques précitées, il s'avère bien souvent nécessaire de passer par des étapes de préparation des échantillons tritiés. Ces phases préalables, parfois complexes, dépendent de l'état physico-chimique du tritium et de la matrice où il se trouve piégé. Le niveau d'activité recherché, la forme chimique du tritium et de la matrice définissent donc les critères de choix des techniques de mesure.
Le tritium est également présent dans des déchets solides organiques, par exemple en poly
(éthylène/acétate de vinyle) ou EVA ou en poly
(chlorure de vinyle) ou PCV, provenant de surbottes, de gants, de prégants, etc. .. La diversité de nature de ces déchets renforce la difficulté de leur caractérisation. L'expérience montre une forte hétérogénéité de répartition de l'activité. Lorsque tous ces types de produits sont mélangés, la représentativité de quelques grammes d'échantillons est très aléatoire. Cependant, un brûleur d'échantillon
(d'un poids allant de 0,1 à 1 g) sous courant d'oxygène permet d'estimer l'activité de quelques échantillons à des niveaux de quelques Bq/g.
(éthylène/acétate de vinyle) ou EVA ou en poly
(chlorure de vinyle) ou PCV, provenant de surbottes, de gants, de prégants, etc. .. La diversité de nature de ces déchets renforce la difficulté de leur caractérisation. L'expérience montre une forte hétérogénéité de répartition de l'activité. Lorsque tous ces types de produits sont mélangés, la représentativité de quelques grammes d'échantillons est très aléatoire. Cependant, un brûleur d'échantillon
(d'un poids allant de 0,1 à 1 g) sous courant d'oxygène permet d'estimer l'activité de quelques échantillons à des niveaux de quelques Bq/g.
Le dosage du tritium en phase gazeuse ou aqueuse fait appel à des techniques classiques très bien maîtrisées telles que la scintillation et la spectrométrie de masse pour les plus courantes. Lorsque le milieu est homogène un simple prélèvement permet d'obtenir un résultat quantitatif fiable dans une gamme de concentration exhaustive.
Toutefois la détermination de l'activité des déchets tritiés relativement peu contaminés demeure particulièrement difficile. Dans ce cas précis, le recours à des techniques analytiques destructives n'est pas satisfaisant en raison de l'incertitude relative à la représentativité de l'échantillon. A ce jour aucune méthode simple et fiable n'existe pour caractériser les déchets technologiques tritiés.
Une gestion rigoureuse et efficace des déchets tritiés impose la mesure de la quantité de tritium contenue dans les colis. Pour une prise en charge de ces déchets par un organisme spécialisé, il faut garantir que l'activité tritium est inférieure à un seuil déterminé, par exemple 109 Bq (0,027 Ci) dans un fût de 200 litres. Aucune technique fiable et acceptable sur le plan économique ne permet de répondre à cette exigence actuellement. La calorimétrie sur des futs de 200 litres peut se pratiquer mais ne permet pas de mesurer des activités de tritium inférieures à 1,8.1014 Bq (5000 Ci).
Excepté sous forme liquide ou gazeuse, les déchets tritiés peu contaminés sont très difficiles à caractériser, surtout les déchets organiques dont chaque prélèvement est empreint d'une incertitude très importante quant à sa représentativité. Le problème peut éventuellement se résoudre en homogénéisant les déchets par broyage. Le manque de sensibilité de la calorimétrie ne permet pas d'y avoir recours. Du point de vue contrôles analytiques une lacune importante subsiste. La solution est de parvenir à un contrôle global du fût, non destructif et sans générer de déchet.
Exposé de l'invention
Pour remédier à ce problème, il est proposé selon la présente invention une technique non destructive, fiable et économique, qui permet de quantifier l'activité de déchets tritiés enfermés dans des sacs, par exemple en PVC, placés eux-mêmes dans un fût de volume libre et de fuite inconnus.
Pour remédier à ce problème, il est proposé selon la présente invention une technique non destructive, fiable et économique, qui permet de quantifier l'activité de déchets tritiés enfermés dans des sacs, par exemple en PVC, placés eux-mêmes dans un fût de volume libre et de fuite inconnus.
Le principe retenu consiste à mesurer la quantité d'3hélium issu de la décroissance du tritium à partir d'un prélèvement de l'atmosphère gazeuse entourant le déchet. Cette quantité d'hélium formé est proportionnelle à l'activité tritium présente. A titre d'exemple, des déchets d'une activité de 10# Bq (0,027
Ci) entraînent en un an un dégagement d'3hélium conduisant à une concentration de 0,0055 ppm de ce gaz dans un volume de 200 litres.
Ci) entraînent en un an un dégagement d'3hélium conduisant à une concentration de 0,0055 ppm de ce gaz dans un volume de 200 litres.
Le tritium est radioactif ss-, Il se désintègre en donnant de 1'3hélium, un électron et un antineutrino selon la réaction
T # 3He + e + v
La période radioactive du tritium est de 12,34 + 0,02 ans. Le nombre d'atomes d'3hélium généré est directement lié au nombre d'atomes de tritium présents par la relation
N3H3 = NT . (1-e-#t) avec : N3H = quantité d'3hélium formée pendant la durée
t,
NT = quantité de tritium initialement présent, x = constante radioac tive du tritium.
T # 3He + e + v
La période radioactive du tritium est de 12,34 + 0,02 ans. Le nombre d'atomes d'3hélium généré est directement lié au nombre d'atomes de tritium présents par la relation
N3H3 = NT . (1-e-#t) avec : N3H = quantité d'3hélium formée pendant la durée
t,
NT = quantité de tritium initialement présent, x = constante radioac tive du tritium.
L'invention a donc pour objet un procédé de mesure de l'activité tritium d'un fût de déchets radioactifs contenant une quantité de déchets radioactifs et un volume libre, consistant à mesurer la quantité d'3He produite par la désintégration du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs pendant une durée déterminée et à en déduire l'activité correspondante du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs. La quantité d'3He produite peut avantageusement être évaluée par un détecteur de fuite.
Les déchets tritiés enfermés dans les sacs se comportent globalement comme une seule source d'hélium qui débite dans le volume libre du fût. La pression partielle du gaz présent est fonction du débit d'3hélium de la source de tritium (donc de l'activité), du volume libre et de l'étanchéité du fût (une partie du gaz créé s'en échappe), du temps de confinement.
Selon l'invention, la mesure peut s'effectuer en trois étapes : étalonnage et mesure de la concentration en 3hélium, mesure du volume libre dans le fût, mesure de l'étanchéité du fût.
Le procédé selon l'invention peut donc comprendre les opérations suivantes
a) prélèvement d'un échantillon du gaz contenu dans le fût et évaluation de la quantité d'3He contenue dans l'échantillon par le détecteur de fuite,
b) mesure du volume libre dudit fût,
c) mesure de l'étanchéité du fût pour en déterminer le taux de fuite,
d) calcul du débit d'3He grâce aux données procurées par les opérations a), b) et c),
e) détermination de l'activité tritium du fût en fonction du débit d'3He calculé lors de l'opération d).
a) prélèvement d'un échantillon du gaz contenu dans le fût et évaluation de la quantité d'3He contenue dans l'échantillon par le détecteur de fuite,
b) mesure du volume libre dudit fût,
c) mesure de l'étanchéité du fût pour en déterminer le taux de fuite,
d) calcul du débit d'3He grâce aux données procurées par les opérations a), b) et c),
e) détermination de l'activité tritium du fût en fonction du débit d'3He calculé lors de l'opération d).
De préférence, lors de l'opération a), on élimine des gaz parasites de l'échantillon prélevé avant de faire l'évaluation de la quantité d'3He. Lors de cette même opération, ladite évaluation peut comprendre la comparaison de l'échantillon prélevé avec un gaz à la même pression et de concentration en 3He connue.
L'opération b) peut être réalisée en injectant une quantité connue d'He dans le fût, puis en mesurant la pression partielle d';He dans le fût, enfin en déterminant le volume libre dudit fût à partir de la quantité connue d'4He et de la mesure de la pression partielle d'4He. Cette mesure de pression partielle d'4He peut être obtenue par prélèvement d'un échantillon du gaz contenu dans le fût et évaluation de la quantité d'4He contenue dans cet échantillon par un détecteur de fuite.
L'opération c) peut être réalisée en injectant une quantité connue d'4He dans le fût, puis en mesurant une première fois la pression partielle d'4He dans le fût, ensuite, après une durée déterminée par rapport à ladite première fois, en mesurant une seconde fois la pression partielle d';He dans le fût, le taux de fuite du fût étant calculé à partir de ces valeurs de pression partielle d'4He et de ladite durée déterminée entre ces mesures de pression partielle.
Dans le cas où la fuite apparente d'3Ke du fût est estimée égale à la quantité d'3He produite par la désintégration du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs, la mesure de ladite quantité d'3He produite peut simplement être obtenue en plaçant le fût dans une enceinte destinée à recueillir l'3He fuyant du fût et en évaluant cette quantité d'3He par le détecteur de fuite.
Brève description du dessin
L'invention sera mieux comprise et d'autres avantages et particularités apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre, donnée à titre d'exemple non limitatif, accompagnée de la figure annexée qui illustre un procédé de mesure de l'activité tritium d'un fût de déchets radioactifs, selon la présente invention.
L'invention sera mieux comprise et d'autres avantages et particularités apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre, donnée à titre d'exemple non limitatif, accompagnée de la figure annexée qui illustre un procédé de mesure de l'activité tritium d'un fût de déchets radioactifs, selon la présente invention.
Description détaillée d'un mode de mise en oeuvre de 1 'invention
La figure annexée montre un fût 1 obturé par un couvercle 6 et contenant des déchets radioactifs 2 disposés dans des sacs en PVC et laissant subsister un volume libre 3 dans le fût. La référence 4 désigne un détecteur de fuite pourvu d'un spectromètre de masse. Une éprouvette 5, d'une contenance de l'ordre de 2 litres, permet de prélever un échantillon de gaz dans le volume libre 3 du fût, au travers du couvercle 6.
La figure annexée montre un fût 1 obturé par un couvercle 6 et contenant des déchets radioactifs 2 disposés dans des sacs en PVC et laissant subsister un volume libre 3 dans le fût. La référence 4 désigne un détecteur de fuite pourvu d'un spectromètre de masse. Une éprouvette 5, d'une contenance de l'ordre de 2 litres, permet de prélever un échantillon de gaz dans le volume libre 3 du fût, au travers du couvercle 6.
Le signal délivré par un détecteur de fuite dépend, entre autres, de la valeur du débit de gaz traceur et de la pression du gaz traceur se situant en amont de cette fuite.
La concentration en 3He des éprouvettes de prélèvement est déduite après étalonnage dans les mêmes conditions d'éprouvettes à concentration en 3He connue.
La concentration en 3He des éprouvettes de prélèvement est faible, de l'ordre de la partie par billion. Cependant, après l'élimination des gaz autres que 3He, 4He et Ne de l'éprouvette au moyen d'un piège à charbons actifs, on peut atteindre une pression de l'ordre de 10 millibars dans l'éprouvette. Dans ces conditions, la concentration en 3He dans l'éprouvette est multipliée par un facteur 100.
Sur la figure annexée, on a représenté l'éprouvette de prélèvement 5, débranchée du fût 1 et branchée à un piège à charbons actifs 7 trempé dans l'azote liquide. Après que le piège 7 a exercé son action en attirant les gaz autres que 3He, 4He et Ne, l'éprouvette 5 est branchée sur le détecteur de fuite par l'intermédiaire d'une vanne micrométrique 8. Le prélèvement à contrôler se trouve alors placé en amont de la fuite calibrée du détecteur 4.
L'étalonnage est effectué en remplaçant le gaz prélevé par un gaz à la même pression et de concentration en 3He connue.
La mesure de volume libre (qui est le volume offert à 1' He, c'est-à-dire le volume entourant les sacs de déchets et le volume dans les sacs dans lequel 1'3He peut diffuser) du fût 1 se fait par injection dans le fût d'une quantité connue d'4He.
Après diffusion de ce gaz dans le volume du fût, la pression partielle d'4He est mesurée au moyen de la technique utilisée pour 3He. On en déduit le volume libre par la relation
Quantité He
Vlibre =
Pression partielle(t=0)
Afin de mesurer l'étanchéité du fût, la pression partielle d'4He est mesurée de nouveau trois mois après la première mesure. Le taux de fuite Q-- du fût est fonction de la variation de pression dans le volume libre. Cette fonction suit la loi de la diffusion de l'hélium à travers les polymères
[Pression initiale (t=0) - Pression (t=3mois)] x V
Qfut = fonction de t (3 mois)
Un programme de calcul permet d'obtenir la valeur du débit de la source 3He en fonction de la concentration en 3He, du volume libre, de l'étanchéité du fût et de la durée de confinement des déchets.
Quantité He
Vlibre =
Pression partielle(t=0)
Afin de mesurer l'étanchéité du fût, la pression partielle d'4He est mesurée de nouveau trois mois après la première mesure. Le taux de fuite Q-- du fût est fonction de la variation de pression dans le volume libre. Cette fonction suit la loi de la diffusion de l'hélium à travers les polymères
[Pression initiale (t=0) - Pression (t=3mois)] x V
Qfut = fonction de t (3 mois)
Un programme de calcul permet d'obtenir la valeur du débit de la source 3He en fonction de la concentration en 3He, du volume libre, de l'étanchéité du fût et de la durée de confinement des déchets.
L'activité tritium se déduit de la valeur du débit de la source d'3He.
Etant donné l'ordre de grandeur de l'étanchéité des fûts de déchets (10-3 Pa.m3/s), après quelques années de confinement, la pression partielle d'3He à l'intérieur du fût est telle que le système se stabilise. La fuite apparente du fût (1'3He qui sort du fût) est égale au débit de la source tritium (1'3He qui est créé). Dans ces conditions, le prélèvement dans le fût n'est plus nécessaire. I1 suffit de mesurer la fuite apparente du fût pour connaitre son activité tritium. Cette mesure peut se faire en plaçant pendant environ 20 heures le fût de 200 litres dans une enceinte légèrement plus grande, afin de limiter le volume mort à une vingtaine de litres, et en mesurant comme précédemment la concentration en 3He.
A titre de démonstration, on a appliqué ce procédé à la mesure de l'activité tritium de deux conteneurs en acier contenant une source de tritium (constituée de 0,1 litre d'eau tritiée) et offrant un volume libre de 12,7 litres. Les activités des sources enfermées dans ces conteneurs étaient de 0,455.109 Bq (12,3 mCi) pour le premier conteneur et 4,55.109 Bq (123 mCi) pour le second conteneur. Le gaz ambiant contenu dans ces conteneurs a fait l'objet d'analyses à des intervalles de temps réguliers, conformément au procédé de la présente invention. Les résultats indiqués dans le tableau I (pour le premier conteneur) et dans le tableau II (pour le second conteneur) comportent les valeurs théoriques des concentrations attendues en 3He et les valeurs de concentration déduites des mesures en fonction du nombre de jours écoulés depuis la mise en place des sources dans les conteneurs. L'écart entre les concentrations théoriques et mesurées est aussi indiqué.
Les résultats obtenus avec la source de 0,455.109 Bq (12,3 mCi) montrent qu'une source d'activité inférieure au seuil mentionné ci-dessus de 109 Bq (27 mCi) peut être caractérisée grâce au procédé de la présente invention
Tableau I
100 ml d'eau-activité totale de 12.3 mCi (4.55.108 Bq).
Tableau I
100 ml d'eau-activité totale de 12.3 mCi (4.55.108 Bq).
<tb>
Nombre <SEP> de <SEP> jours <SEP> Concentration <SEP> théorique <SEP> Concentration <SEP> mesurée <SEP> Ecart
<tb> <SEP> en <SEP> 3He <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> à <SEP> . <SEP> en <SEP> 3He <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> (%)
<tb> <SEP> t <SEP> 5%
<tb> <SEP> 14 <SEP> 0,0021 <SEP> 0,0029 <SEP> 38
<tb> <SEP> 21 <SEP> 0,0033 <SEP> 0,0043 <SEP> 30
<tb> <SEP> 28 <SEP> 0,0041 <SEP> 0,0051 <SEP> 24
<tb> <SEP> 35 <SEP> 0,0050 <SEP> 0,0060 <SEP> 20
<tb> <SEP> 42 <SEP> 0,0058 <SEP> 0,0070 <SEP> 21
<tb> <SEP> 49 <SEP> 0,0067 <SEP> 0,0083 <SEP> 24
<tb> <SEP> 72 <SEP> 0,0085 <SEP> 0,0079 <SEP> -7
<tb> <SEP> 77 <SEP> 0,0105 <SEP> 0,0104 <SEP> -1
<tb>
Tableau Il 100 ml d'eau tritiée-activité totale de 123 mCi (4.55.109 Bq)
<tb> <SEP> en <SEP> 3He <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> à <SEP> . <SEP> en <SEP> 3He <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> (%)
<tb> <SEP> t <SEP> 5%
<tb> <SEP> 14 <SEP> 0,0021 <SEP> 0,0029 <SEP> 38
<tb> <SEP> 21 <SEP> 0,0033 <SEP> 0,0043 <SEP> 30
<tb> <SEP> 28 <SEP> 0,0041 <SEP> 0,0051 <SEP> 24
<tb> <SEP> 35 <SEP> 0,0050 <SEP> 0,0060 <SEP> 20
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<tb> <SEP> 72 <SEP> 0,0085 <SEP> 0,0079 <SEP> -7
<tb> <SEP> 77 <SEP> 0,0105 <SEP> 0,0104 <SEP> -1
<tb>
Tableau Il 100 ml d'eau tritiée-activité totale de 123 mCi (4.55.109 Bq)
<tb> Nombre <SEP> de <SEP> jours <SEP> Concentration <SEP> théorique <SEP> Concentration <SEP> mesurée <SEP> Ecart
<tb> <SEP> en <SEP> Hc <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> à <SEP> en <SEP> He <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> (%)
<tb> <SEP> # <SEP> 5%
<tb> <SEP> 0 <SEP> 0 <SEP>
<tb> <SEP> 8 <SEP> 0,008 <SEP> 0,009 <SEP> 13
<tb> <SEP> 17 <SEP> 0,019 <SEP> 0,018 <SEP> -5
<tb> <SEP> 28 <SEP> 0,031 <SEP> 0,028 <SEP> -10
<tb> <SEP> 50 <SEP> 0,056 <SEP> 0,052 <SEP> 4
<tb>
<tb> <SEP> en <SEP> Hc <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> à <SEP> en <SEP> He <SEP> (ppm <SEP> volume) <SEP> (%)
<tb> <SEP> # <SEP> 5%
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<tb> <SEP> 8 <SEP> 0,008 <SEP> 0,009 <SEP> 13
<tb> <SEP> 17 <SEP> 0,019 <SEP> 0,018 <SEP> -5
<tb> <SEP> 28 <SEP> 0,031 <SEP> 0,028 <SEP> -10
<tb> <SEP> 50 <SEP> 0,056 <SEP> 0,052 <SEP> 4
<tb>
Claims (9)
1. Procédé de mesure de l'activité tritium d'un fût (1) de déchets radioactifs contenant une quantité de déchets radioactifs (2) et un volume libre, consistant à mesurer la quantité d'3He produite par la désintégration du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs (2) pendant une durée déterminée et à en déduire l'activité correspondante du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs (2).
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la quantité d'3He produite est évaluée par un détecteur de fuite (4).
3. Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce qu'il comprend les opérations suivantes
a) prélèvement d'un échantillon du gaz contenu dans le fût (1) et évaluation de la quantité d'3He contenue dans l'échantillon par le détecteur de fuite (4),
b) mesure du volume libre dudit fût (1),
c) mesure de l'étanchéité du fût (1) pour en déterminer le taux de fuite,
d) calcul du débit d'3He grâce aux données procurées par les opérations a), b) et c),
e) détermination de l'activité tritium du fût (1) en fonction du débit d'3He calculé lors de l'opération d).
4. Procédé selon la revendication 3, caractérisé en ce que, lors de l'opération a), on élimine des gaz parasites de l'échantillon prélevé avant de faire l'évaluation de la quantité d'3He.
5. Procédé selon l'une des revendications 3 ou 4, caractérisé en ce que, lors de l'opération a), ladite évaluation comprend la comparaison de l'échantillon prélevé avec un gaz à la même pression et de concentration en 3He connue.
6. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 5, caractérisé en ce que l'opération b) est réalisée en injectant une quantité connue d'4He dans le fût (1), puis en mesurant la pression partielle d'4He dans le fût (1), enfin en déterminant le volume libre dudit fût (1) à partir de la quantité connue d'4He et de la mesure de la pression partielle d'4He.
7. Procédé selon la revendication 6, caractérisé en ce que la mesure de la pression partielle d'4He est obtenue par prélèvement d'un échantillon du gaz contenu dans le fût (1) et évaluation de la quantité d'4He contenue dans cet échantillon par un détecteur de fuite (4).
8. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 7, caractérisé en ce que l'opération c) est réalisée en injectant une quantité connue d'4He dans le fût (1), puis en mesurant une première fois la pression partielle d'H dans le fût (1), ensuite, après une durée déterminée par rapport à ladite première fois, en mesurant une seconde fois la pression partielle d'4He dans le fût (1), le taux de fuite du fût (1) étant calculé à partir de ces valeurs de pression partielle d'4He et de ladite durée déterminée entre ces mesures de pression partielle.
9. Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que, la fuite apparente d'3He du fût
(1) étant estimée égale à la quantité d'3He produite par la désintégration du tritium contenu dans lesdits déchets radioactifs (2), la mesure de ladite quantité d'3He produite est obtenue en plaçant le fût (1) dans une enceinte destinée à recueillir l'3He fuyant du fût
(1) et en évaluant cette quantité d'3He par le détecteur de fuite (4).
Priority Applications (9)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9804302A FR2777090B1 (fr) | 1998-04-07 | 1998-04-07 | Procede de msesure de l'activite tritium d'un fut de dechets radioactifs |
| US09/647,735 US6731714B1 (en) | 1998-04-07 | 1999-04-06 | Method for measuring tritium activity in a radioactive waste drum |
| RU2000128018/28A RU2225016C2 (ru) | 1998-04-07 | 1999-04-06 | Способ определения активности трития в контейнере с радиоактивными отходами |
| DE69909074T DE69909074T2 (de) | 1998-04-07 | 1999-04-06 | Verfahren zur messung der tritium-aktivität in einem behälter für radioaktiven abfall |
| CA002324890A CA2324890C (fr) | 1998-04-07 | 1999-04-06 | Procede de mesure de l'activite tritium d'un fut de dechets radioactifs |
| JP2000542680A JP2002510800A (ja) | 1998-04-07 | 1999-04-06 | 放射性廃棄物のドラムのトリチウムの放射能の強さの測定方法 |
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Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4562000A (en) * | 1982-04-21 | 1985-12-31 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Process for the separation of krypton from a radioactive waste gas mixture and arrangement for implementing the process |
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|---|---|---|---|---|
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| US4075312A (en) * | 1977-06-06 | 1978-02-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process for recovering evolved hydrogen enriched with at least one heavy hydrogen isotope |
| US4196176A (en) * | 1978-08-03 | 1980-04-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method and apparatus for controlling accidental releases of tritium |
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| DE3025795C2 (de) * | 1980-07-08 | 1986-08-28 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen | Verfahren zur kontinuierlichen Überwachung von zwei Dichtungsbarrieren bei Abschirmtransport- und Lagerbehältern für radioaktive Substanzen |
| US4808831A (en) * | 1987-03-25 | 1989-02-28 | Bioscan, Inc. | Container for wet and dry radioactive samples |
| JPH0424583A (ja) * | 1990-05-18 | 1992-01-28 | Toshiba Corp | トリチウム計測装置 |
| US5089214A (en) * | 1990-07-26 | 1992-02-18 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for monitoring the pressure within a cask containing radioactive material |
| US5080693A (en) * | 1991-03-26 | 1992-01-14 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Tritium monitor and collection system |
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| US4882093A (en) * | 1987-09-09 | 1989-11-21 | Commissariat A L'energie Atomique | Process and installation for the treatment of solid organic waste contaminated by tritium |
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