RU2299451C1 - Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления - Google Patents

Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления Download PDF

Info

Publication number
RU2299451C1
RU2299451C1 RU2006124100/28A RU2006124100A RU2299451C1 RU 2299451 C1 RU2299451 C1 RU 2299451C1 RU 2006124100/28 A RU2006124100/28 A RU 2006124100/28A RU 2006124100 A RU2006124100 A RU 2006124100A RU 2299451 C1 RU2299451 C1 RU 2299451C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
radiation
gamma radiation
air
emission
radionuclides
Prior art date
Application number
RU2006124100/28A
Other languages
English (en)
Inventor
Александр Прокопьевич Елохин (RU)
Александр Прокопьевич Елохин
Дмитрий Федорович Рау (RU)
Дмитрий Федорович Рау
Павел Александрович Пархома (RU)
Павел Александрович Пархома
Original Assignee
Александр Прокопьевич Елохин
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Александр Прокопьевич Елохин filed Critical Александр Прокопьевич Елохин
Priority to RU2006124100/28A priority Critical patent/RU2299451C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2299451C1 publication Critical patent/RU2299451C1/ru

Links

Landscapes

  • Measurement Of Radiation (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области радиометрии и может использоваться для определения радиационной обстановки в районе размещения радиационно-опасных предприятий в условиях нормальной эксплуатации контролируемого объекта и при аварийных выбросах. Техническим результатом заявленного изобретения является повышение чувствительности и точности определения концентрации радиологически значимых радионуклидов в выбросе радиационно-опасных предприятий. Предложенное устройство содержит устройство детектирования, снабженное детектором, блоком усиления импульсов, соединенным с блоком амплитудно-цифрового преобразования, блоками высоковольтного и низковольтного питания, и анализатор спектра, а также блок амплитудно-цифрового преобразования. При этом устройство детектирования размещено на легком летательном аппарате, несущем дополнительно дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и блок бесконтактной дистанционной передачи информации, анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемо-передающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя и дозиметра. Данное устройство реализует соответствующий способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Изобретение относится к области радиометрии и может использоваться для определения радиационной обстановки в районе размещения радиационно-опасных предприятий в условиях нормальной эксплуатации контролируемого объекта и при аварийных выбросах.
Известен способ определения концентрации радиоактивной примеси в выбросе АЭС, включающий отбор проб воздуха из канала выброса (вентиляционной трубы), измерение объемной активности суммы аэрозолей, инертных радиоактивных газов (ИРГ) и паров йода с последующим расчетом концентрации указанных составляющих вдоль оси выброса с использованием одной из математических моделей метеорологического разбавления и обеднения облака [1, 2].
Недостатком известного способа является то, что определение концентрации реперных радионуклидов в облаке выброса невозможно, так как в канале выброса измеряют значения только суммарных объемных активностей составляющих выброса: аэрозолей, ИРГ и паров радиойода. Между тем, знание соотношений объемной активности реперных радионуклидов ИРГ и радиойода имеет большое значение при оценке радиационного воздействия на население в случае аварийного выброса и используется для разработки необходимых мер защиты.
Наиболее близким к настоящему изобретению является способ определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий [3], включающий определение характеристик факела выброса, выполнение измерений спектрального состава гамма-излучения от факела выброса и расчет концентрации радионуклидов в факеле.
Недостатком известного способа является недостаточная чувствительность. Это связано с тем, что, в основном, измерение спектра гамма-излучения выполняют на больших расстояниях от объектов при размещении блока детектирования гамма-спектрометра на уровне земли. Кроме того, для определения пространственного положения факела выброса и других параметров, характеризующих его как источник излучения, необходимо выполнить метеорологические измерения и расчеты по одной из метеорологических моделей распространения выброса.
Техническим результатом заявленного изобретения является повышение чувствительности и точности определения концентрации радиологически значимых радионуклидов в выбросе радиационно-опасных предприятий, например атомных станций.
В предлагаемом способе дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий, включающий определение пространственного положения факела выброса, выполнение измерения состава гамма-излучения от факела выброса с применением спектрометрического устройства детектирования и расчет концентрации радионуклидов в факеле из выражения, отличающийся тем, что пространственное положение факела выброса определяют сканированием воздушного пространства в поперечном распространению факела направлении, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, фиксируют спектрометрическое устройство детектирования и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в факеле выброса, дополнительно к измерению состава гамма-излучения от факела выброса измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, а для расчета парциальных концентраций радионуклидов в факеле используют выражение
Figure 00000002
где
Figure 00000003
весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;
Figure 00000004
- измеренная мощность дозы гамма-излучения в точке размещения блока детектирования;
γ(Еi) - коэффициент поглощения гамма-излучения с энергией Еi, в воздухе;
μi - коэффициент линейного ослабления гамма-излучения с энергией Еi, в воздухе;
ν(Ei) - квантовый выход гамма-излучения с энергией Еi, при распаде данного радионуклида;
R - радиус сферы с центром в точке детектирования, равный длине свободного пробега гамма-квантов с энергией 1,5 МэВ (150 м);
β(Ei) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально;
Аi и ΔEi - соответственно высота и полуширина пика при энергии Еi в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;
αi - величина обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии Ei;
аi и bi - безразмерные параметры формулы Бергера [4], зависящие от энергии гамма-излучения.
Способ дистанционного определения концентрации примеси радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасного предприятия, например атомной электростанции, основан на измерении спектра и мощности дозы гамма-излучения, создаваемого радионуклидами, распространяющимися в воздухе в виде инертных радиоактивных газов (ИРГ) и аэрозолей.
Блоки детектирования при измерениях помещают в факел выброса с помощью, например, радиоуправляемого легкого беспилотного летательного аппарата, при этом его выводят на точку измерения в области факела выброса по показаниям блока детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения. Измерительная информация передается в наземный комплекс обработки и управления с помощью дистанционного приемо-передающего устройства, а управление летательным аппаратом осуществляют с наземного комплекса с помощью дистанционного устройства.
Используя данные обработки спектрограмм, определяют площади пиков полного поглощения гамма-излучения различных нуклидов и рассчитывают весовые множители, характеризующие вклад каждого из них в величину суммарной концентрации радионуклидов. На основе полученных данных, а также результата измерения мощности дозы в воздухе, рассчитывают парциальные концентрации интересующих радионуклидов в воздушном выбросе в соответствии с приведенным выражением.
При этом, поскольку блоки детектирования размещаются непосредственно в области факела выброса, значительно возрастает по сравнению с техническим решением-прототипом статистика регистрации и, следовательно, повышается чувствительность и точность определения парциальных концентраций радионуклидов.
Вывод расчетного выражения приведен в Приложении к настоящему описанию.
Известно устройство определения концентрации радиоактивной примеси в выбросе АЭС, включающее линии отбора проб воздуха из канала выброса (вентиляционной трубы), блоки детектирования для измерения объемной активности суммы аэрозолей, инертных радиоактивных газов (ИРГ) и паров йода. [1]. Недостатком известного устройства является то, что с его помощью осуществляется определение величины суточного выброса по отдельным его составляющим: аэрозолям, ИРГ и сумме радионуклидов йода. Устройство не позволяет измерять концентрации радионуклидов в факеле выброса.
Наиболее близким к настоящему изобретению является устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий, содержащее гамма-спектрометрическую установку, включающую устройство детектирования, снабженное детектором, блоком усиления импульсов, соединенным с блоком амплитудно-цифрового преобразования, блоками высоковольтного и низковольтного питания, и анализатор спектра, соединенный с блоком амплитудно-цифрового преобразования [3].
Недостатком известного устройства является то, что для измерений концентрации радионуклидов в факеле выброса требуется не менее трех спектрометрических блоков детектирования, которые размещают на поверхности земли на различных расстояниях от контролируемого объекта. Кроме того, они обладают большой массой и габаритами и, фактически, являются стационарными, что не дает возможности выполнять измерения непосредственно в области факела выброса. Получаемая спектрометрическая информация обычно имеет малую статистику, что приводит к высокому порогу измерений и недостаточной их точности.
Техническим результатом заявленного изобретения является реализация возможности выполнения измерений концентраций радионуклидов непосредственно в области факела выброса и повышение точности.
Этот результат достигается за счет того, что в предложенном устройстве, содержащем устройство детектирования, снабженное детектором, блоком усиления импульсов, соединенным с блоком амплитудно-цифрового преобразования, блоками высоковольтного и низковольтного питания и анализатор спектра, а также блок амплитудно-цифрового преобразования, установленный с возможностью приема измерительной информации от блоков измерения параметров гамма-излучения, согласно изобретению устройство детектирования размещено на легком летательном аппарате, несущем дополнительно дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и блок бесконтактной дистанционной передачи информации, анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемо-передающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя и дозиметра.
Кроме того, в предпочтительном варианте реализации предложенного устройства летательный аппарат представляет собой вертолет массой не более 100 кг и размахом лопастей винтов не более 2 м. В качестве детектора устройство детектирования может содержать либо пропорциональную камеру высокого давления, наполненную ксеноном, либо полупроводниковый детектор.
Сущность изобретения иллюстрируется чертежом, на котором изображена гамма-спектрометрическая установка (1), размещенная на легком беспилотном летательном аппарате (2) и частично - на наземном средстве передвижения (3), содержащая спектрометрический блок детектирования (4), блок усиления (5) импульсов, блоки высоковольтного (6) и низковольтного (7) питания, блок (8) амплитудно-цифрового преобразования, блоки (9), (10) дистанционной бесконтактной приемо-передачи измерительной информации и анализатор спектра (11). Кроме того, устройство по данному изобретению дополнительно содержит дозиметр (12) мощности поглощенной дозы гамма-излучения, приемо-передающие блоки управления полетом летательного аппарата (13) и (14) дистанционного управления летательным аппаратом, а также блоки (15) и (16) определения координат летательного аппарата (2) и наземного средства передвижения (3). При этом информационный выход спектрометрического блока детектирования (4) связан с входом блока усиления (5) импульсов, выход которого связан с входом блока (8) амплитудно-цифрового преобразования, а анализатор спектра (11) выполнен виде промышленного компьютера.
Устройство работает следующим образом.
Беспилотный летательный аппарат с устройством детектирования (4), дозиметром (12), блоками (5)-(10) и блоками (13) и (15) на борту направляют в сектор воздушного пространства, расположенный в направлении ветра, и выполняют сканирование в нужной области пространства, управляя летательным аппаратом с помощью блоков (13) и (14), принимая во внимание изменение показаний дозиметра (12). Передачу и прием информации дозиметра обеспечивают блоки (9) и (10) дистанционной бесконтактной приемо-передачи измерительной информации. Находят максимум показаний дозиметра, устанавливают летательный аппарат в данной точке воздушного пространства и выполняют измерения спектра гамма-излучения и мощности дозы. Измерительная информация через блоки (9) и (10) поступает в анализатор спектра (11), где выполняется ее обработка с расчетом весовых коэффициентов - pi соответствующих радионуклидов. Далее с учетом измеренного значения мощности дозы рассчитывают искомые парциальные концентрации радионуклидов в данной области факела выброса, размеры которой составляют 100-150 метров. С помощью блоков (15) и (16) определения координат устанавливают истинное положение в пространстве летательного аппарата (2) и наземного средства передвижения (3). Использование этих данных позволяет с помощью специального программного обеспечения осуществить визуализацию факела выброса радиационно-опасного предприятия.
К настоящему описанию прилагается Приложение на 4 л.
Литература
1. Установка радиометрическая РКС-07П. Технические условия 95 2191-90 ЖШ 1.289.404. ТУ Установка радиометрическая РКС-07П. Руководство по эксплуатации. ЖШ1.289.404.РЭ
2. "Метеорология и атомная энергия". Пер. с англ. под ред. Н.Л.Бызовой и К.П.Махонько. Л.: Гидрометеоиздат, 1971, 618 с.
3. Ю.Е.Лаврухин, М.П.Панин "Автоматическое измерение атмосферных выбросов АЭС". Труды научной сессии МИФИ-2002, секция "Охрана окружающей среды и рациональное природопользование", www.mephi.ru
4. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. "Защита от ионизирующих излучений". Справочник. М.; Энергоатомиздат, 1995, 494 с.
ПРИЛОЖЕНИЕ
После обработки приборного спектра получают амплитудное распределение семейства гамма-линий (смотри чертеж), каждая из которых характеризуется амплитудой А(Еi) соответствующего пика и полушириной пика ΔEi, измеряемой на его полувысоте.
Figure 00000005
Произведение A(Ei)·ΔEi пропорционально произведению концентрации радионуклида qi{x,y,z,Еi) на выход соответствующих гамма-квантов на распад данного нуклида - νi:
Figure 00000006
где k - поправочный коэффициент, учитывающий геометрические условия измерения; α(Еi) - коэффициент, характеризующий энергетическую зависимость ксенонового спектрометра (величина, обратная эффективности регистрации гамма-квантов), определяемую экспериментально или расчетным путем, например с использованием метода Монте-Карло. В этом случае концентрация qi может быть определена по формуле
Figure 00000007
Если в воздухе содержится N нуклидов, то
Figure 00000008
При этих условиях весовой вклад радионуклида в общую активность примеси при ограниченном времени счета (для осуществления передачи информации в режиме on-line) найдем как отношение:
Figure 00000009
и
Figure 00000010
Запишем выражение для мощности дозы гамма-излучения, создаваемой радионуклидом с энергией Еi квантовым выходом νi, в точке расположения детектора:
Figure 00000011
где γ(Ei),μ(Ei) - коэффициенты поглощения и линейного ослабления гамма-излучения соответственно; B(Ei,R) - дозовый фактор накопления гамма-излучения в гомогенной среде (воздухе); R - радиус-вектор, проведенный из элементарного источника dV в точку детектирования
Figure 00000012
x0,y0,z0 - координаты точки детектирования из области интегрирования V; x,y,z - текущие координаты.
Если в пределах пробега гамма-кванта считать, что пространственное распределение радиоактивной примеси любого нуклида имеет один и тот же характер (это утверждение справедливо для небольших расстояний от источника выбросов, когда радиоактивная примесь любого дисперсного состава еще находится в воздухе сразу после выброса, и на очень больших расстояниях от источника, когда тяжелые примеси уже осели) f(x,у,z), то вес pi не будет зависеть от координаты, т.к. для любого qi можно будет записать
Figure 00000013
Figure 00000014
При этом из (4), (7), (8) следует
Figure 00000015
Если считать
Figure 00000016
где Q0 не зависит от координат, то, используя (5), получим для qi выражение
Figure 00000017
где pi определено формулами (4), (9), а распределение f(x,y,z) задается либо аналитическим, либо численным решением уравнения переноса примеси в атмосфере [П2].
Следует обратить внимание, что весовой множитель рi, (относительная величина активности примеси в смеси) определяется через амплитудное распределение спектрального состава нуклидов (4) и через концентрацию радиоактивной примеси в воздухе (9). Очевидно, в любом случае значения pi, полученные тем или иным образом, должны быть одинаковы, но значение величины Q0, определяемой формулой (10), и аналогичная ей величина, определяемая знаменателем формулы (4), могут различаться, поскольку, например, увеличение времени счета может привести к изменению амплитудных характеристик приборного и обработанного спектров гамма-излучения, а концентрация примеси, при стационарных условиях ее распространения в атмосфере, должна оставаться неизменной. Поэтому для определения Q0 целесообразно воспользоваться некоторыми интегральными характеристиками радиоактивной примеси, распространяющейся в воздушной среде, которые выражались бы непосредственно через концентрацию радиоактивной примеси.
Воспользуемся выражением для мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, регистрируемой соответствующим блоком детектирования для определения величины Q0, подставляя (11) в выражение (6)
Figure 00000018
где β(Ei) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально. Поскольку каждый радионуклид характеризуется своей энергией гамма-излучения, то мощность дозы смеси радионуклидов будет определяться суммой
Figure 00000019
Вычисляя интеграл в правой части равенства (12), и, подставляя в левую его часть показание детектора гамма-излучения, находим величину Q0. Определив величину Q0, мы, таким образом, по формуле (11) находим концентрацию любой радиоактивной примеси, присутствующей в облаке.
Figure 00000020
Откуда с учетом выражения 11 определяем парциальную объемную активность каждого нуклида в данной области факела выброса:
Figure 00000021
Если ограничить область интегрирования сферической поверхностью с центром, совпадающим с точкой расположения спектрометрического устройства детектирования, то, полагая, что газоаэрозольная примесь равномерно распределена по объему шара радиусом R, то есть
Figure 00000022
принимая фактор накопления для гомогенной среды (воздух) в виде формулы Бергера [П3], вычислим интеграл в знаменателе выражения (14), вынося из под знака интеграла постоянную
Figure 00000023
Кроме того, учитывая, что в числителе формулы (14) функция f(x,y,z) также должна быть заменена на
Figure 00000024
то после сокращения на эту величину и вычисления интеграла в знаменателе (14) в результате получаем следующее выражение для определения парциальной объемной активности любого радионуклида, находящегося в рассматриваемой области факела выброса:
Figure 00000025
Литература
П1. Власик К.В., Грачев В.М., Дмитренко В.В., Дружинина Т.С., Котлер Ф.Г., Улин С.Е., Утешев З.М., Муравьев-Смирнов С.С. "Автоматизированная система на основе ксеноновых гамма-спектрометров для контроля газообразных радиоактивных выбросов ядерного реактора", Ядерные измерительно-информационные технологии. №2(10) 2004, с.45-53.
П2. Учет дисперсионных параметров атмосферы при выборе площадок для атомных электростанций. Руководство по безопасности (серия изданий по безопасности №50-SG-S3). Международное агентство по атомной энергии, Вена, 1982 г., 105 с.
П3. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. "Защита от ионизирующих излучений". Справочник. М.; Энергоатомиздат, 1995, 494 с.

Claims (5)

1. Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий, включающий определение пространственного положения факела выброса, выполнение измерения состава гамма-излучения от факела выброса с применением спектрометрического устройства детектирования и расчет концентрации радионуклидов в факеле из выражения, отличающийся тем, что пространственное положение факела выброса определяют сканированием воздушного пространства в поперечном распространению факела направлении, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, фиксируют спектрометрическое устройство детектирования и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в факеле выброса, дополнительно к измерению состава гамма-излучения от факела выброса измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, а для расчета парциальных концентраций радионуклидов в факеле используют выражение:
Figure 00000026
Figure 00000027
- весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;
Figure 00000028
- измеренная мощность дозы гамма-излучения в точке размещения блока детектирования;
γ(Еi) - коэффициент поглощения гамма-излучения с энергией Ei в воздухе;
μi - коэффициент линейного ослабления гамма-излучения с энергией Ei в воздухе;
ν(Ei) - квантовый выход гамма-излучения с энергией Ei при распаде данного радионуклида;
β(Ei) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально;
R - радиус сферы с центром в точке детектирования, равный длине свободного пробега гамма-квантов с энергией 1,5 МэВ (примерно 150 м);
Ai и ΔЕi - соответственно высота и полуширина пика при энергии Еi; в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;
αi - величина, обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии Ei;
ai и bi - безразмерные параметры формулы Бергера, зависящие от энергии гамма-излучения.
2. Устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий, содержащее устройство детектирования, снабженное детектором, блоком усиления импульсов, соединенным с блоком амплитудно-цифрового преобразования, блоками высоковольтного и низковольтного питания, и анализатор спектра, а также блок амплитудно-цифрового преобразования, установленный с возможностью приема измерительной информации от блоков измерения параметров гамма-излучения, отличающееся тем, что устройство детектирования размещено на легком летательном аппарате, несущем дополнительно дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и блок бесконтактной дистанционной передачи информации, анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемопередающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя и дозиметра.
3. Устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий по п.2, отличающееся тем, что летательный аппарат представляет собой вертолет массой не более 100 кг и размахом лопастей винтов не более 2 м.
4. Устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий по п.2, отличающееся тем, что в качестве детектора устройство детектирования содержит пропорциональную камеру высокого давления, наполненную ксеноном.
5. Устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий по п.2, отличающееся тем, что в качестве детектора устройство детектирования содержит полупроводниковый детектор.
RU2006124100/28A 2006-07-06 2006-07-06 Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления RU2299451C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2006124100/28A RU2299451C1 (ru) 2006-07-06 2006-07-06 Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2006124100/28A RU2299451C1 (ru) 2006-07-06 2006-07-06 Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2299451C1 true RU2299451C1 (ru) 2007-05-20

Family

ID=38164240

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2006124100/28A RU2299451C1 (ru) 2006-07-06 2006-07-06 Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2299451C1 (ru)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2547162C2 (ru) * 2013-01-16 2015-04-10 Игорь Георгиевич Дорух Способ измерения объемной активности бета-активных аэрозолей
RU2596183C1 (ru) * 2015-02-27 2016-08-27 Акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (АО "ВНИИАЭС") Система для измерения по гамма-излучению загрязнённости окружающей среды, вызванной радиоактивным выбросом радиационно-опасных предприятий
RU2620451C1 (ru) * 2016-08-17 2017-05-25 Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации Способ автоматического определения местоположения точечного источника гамма-излучения на местности
RU2635408C1 (ru) * 2016-11-08 2017-11-13 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт космофизических исследований и аэрономии им. Ю.Г. Шафера Сибирского отделения Российской академии наук Способ регистрации черенковского излучения от широких атмосферных ливней
RU2676198C1 (ru) * 2018-02-22 2018-12-26 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт космофизических исследований и аэрономии им. Ю.Г. Шафера Сибирского отделения Российской академии наук Система регистрации черенковского излучения от широких атмосферных ливней
CN115586562A (zh) * 2022-10-14 2023-01-10 核工业航测遥感中心 放射性烟羽航空监测方法

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2547162C2 (ru) * 2013-01-16 2015-04-10 Игорь Георгиевич Дорух Способ измерения объемной активности бета-активных аэрозолей
RU2596183C1 (ru) * 2015-02-27 2016-08-27 Акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (АО "ВНИИАЭС") Система для измерения по гамма-излучению загрязнённости окружающей среды, вызванной радиоактивным выбросом радиационно-опасных предприятий
RU2620451C1 (ru) * 2016-08-17 2017-05-25 Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации Способ автоматического определения местоположения точечного источника гамма-излучения на местности
RU2635408C1 (ru) * 2016-11-08 2017-11-13 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт космофизических исследований и аэрономии им. Ю.Г. Шафера Сибирского отделения Российской академии наук Способ регистрации черенковского излучения от широких атмосферных ливней
RU2676198C1 (ru) * 2018-02-22 2018-12-26 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт космофизических исследований и аэрономии им. Ю.Г. Шафера Сибирского отделения Российской академии наук Система регистрации черенковского излучения от широких атмосферных ливней
CN115586562A (zh) * 2022-10-14 2023-01-10 核工业航测遥感中心 放射性烟羽航空监测方法
CN115586562B (zh) * 2022-10-14 2023-04-28 核工业航测遥感中心 放射性烟羽航空监测方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2388018C1 (ru) Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления
RU2299451C1 (ru) Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления
Grasty et al. Fields of view of airborne gamma-ray detectors
RU2601774C1 (ru) Способ ведения воздушной радиационной разведки местности измерителем мощности дозы с одним детектором
Yáñez et al. A method to measure the integral vertical intensity and angular distribution of atmospheric muons with a stationary plastic scintillator bar detector
Gong et al. Minimum detectable activity for NaI (Tl) airborne γ-ray spectrometry based on Monte Carlo simulation
Burson et al. TECHNICAL PROCEDURES FOR CHARACTERIZING THE TERRESTRIAL GAMMA RADIATION ENVIRONMENT BY AERIAL SURVEYS.
Qin et al. Calibration of an airborne γ-ray spectrometer based on an unmanned aerial vehicle using a point source
RU2596183C1 (ru) Система для измерения по гамма-излучению загрязнённости окружающей среды, вызванной радиоактивным выбросом радиационно-опасных предприятий
Torii et al. Distribution of dose-rates and deposition of radioactive cesium by the airborne monitoring surveys
Elokhin Unconventional methods of radiological environmental monitoring and earthquake prediction
Kurihara et al. Precision spectroscopy of cesium-137 from the ground to 150 m above in Fukushima
Ardiny et al. MCNPX simulation and experimental validation of an unmanned aerial radiological system (UARS) for rapid qualitative identification of weak hotspots
RU2604695C1 (ru) Способ оценки достоверности результатов измерения носимым измерителем мощности дозы на радиоактивно загрязненной местности в период формирования следа радиоактивного облака
US5008539A (en) Process and apparatus for detecting presence of plant substances
Elokhin et al. Particulars of scanning an underlying surface using a pilotless dosimetric complex
KR101308937B1 (ko) 차량을 이용한 방사능오염 탐사장치 및 그를 이용한 탐사 방법
Shayeganrad et al. DIAL–phoswich hybrid system for remote sensing of radioactive plumes in order to evaluate external dose rate
EP3951435B1 (en) Method and system for stack monitoring of radioactive nuclides
Muhammad et al. Distribution of gamma-emitting radionuclides in soils around the centre for energy research and training (CERT) Ahmadu Bello University, Zaria, Zaria-Nigeria
Xu et al. Research on dose correction method of vehicle-borne environmental radiation measurement equipment
Osawa et al. RADIOACTIVE CONTAMINATION INSPECTING SYSTEM FOR VEHICLE
Al-Smairat et al. Determination of scale deposition in a flare line by neutron back-diffusion
Ohera et al. Application of unmanned aerial vehicles in emergency radiation monitoring
Qu et al. Simulation method of airborne γ radiation detector response based on the equivalent transformation

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20190707