RU2388018C1 - Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления - Google Patents
Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления Download PDFInfo
- Publication number
- RU2388018C1 RU2388018C1 RU2009117759/28A RU2009117759A RU2388018C1 RU 2388018 C1 RU2388018 C1 RU 2388018C1 RU 2009117759/28 A RU2009117759/28 A RU 2009117759/28A RU 2009117759 A RU2009117759 A RU 2009117759A RU 2388018 C1 RU2388018 C1 RU 2388018C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- underlying surface
- gamma radiation
- gamma
- energy
- radiation
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области измерительной техники и может использоваться для оценки радиационной обстановки в районе размещения радиационно-опасных предприятий в условиях нормальной эксплуатации контролируемого объекта и при аварийных выбросах. Технический результат - повышение чувствительности и точности измерений. Для достижения данного результата осуществляют измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и спектрометрические измерения состава гамма-излучения дополнительно измеряют. При этом используют полученные данные для расчета парциальных концентраций радионуклидов на подстилающей поверхности в следе радиоактивного облака или факела выбросов. Устройство детектирования размещают на легком летательном аппарате (ЛА), который содержит дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, лазерный высотомер и блок бесконтактной дистанционной передачи информации. Анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации. ЛА и наземное средство передвижения содержат блоки определения координат и приемо-передающими блоками управления полетом ЛА, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя и дозиметра. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.
Description
1. 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 дистанционного определения концентрации радионуклидов, распространяющихся в атмосфере, в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления [3], включающие определение концентрации газоаэрозольной радиоактивной примеси путем измерения мощности дозы гамма-излучения, измерение спектрального состава гамма-излучения от факела выброса и расчет концентрации радионуклидов в факеле.
Недостатком известного способа при определении поверхностной концентрации радионуклидов, осевших на подстилающую поверхность, является отсутствие информации относительно геометрических параметров, ограничивающих область радиоактивного загрязнения, что приводит к невозможности использования расчетной формулы оценки поверхностной концентрации радиоактивных аэрозолей, загрязняющих подстилающую поверхность. Это связано с тем, что в отличие от объемного источника, где область интегрирования ограничивается радиусом сферы, определяемым величиной порядка пробега гамма-кванта, для оценки мощности дозы от загрязненной подстилающей поверхности необходимо знание двух дополнительных параметров: высоты точки детектирования и эффективного радиуса загрязненной подстилающей поверхности, являющейся поверхностным источником гамма-излучения.
Техническим результатом заявленного изобретения является повышение чувствительности и точности определения концентрации радиологически значимых радионуклидов в следе радиоактивных облаков, возникающих в атмосфере в результате радиационных аварий на радиационно-опасных предприятиях, например атомных станциях.
В предлагаемом способе дистанционного определения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности (в следе радиоактивных облаков, возникающих в атмосфере в результате радиационных аварий на радиационно-опасных предприятиях), включающем выполнение измерения состава гамма-излучения от загрязненного радиоактивными аэрозолями участка подстилающей поверхности с применением спектрометрического устройства детектирования и расчета загрязнения радионуклидами на выделенной подстилающей поверхности из выражения, согласно изобретению загрязнение радионуклидами на выделенной подстилающей поверхности определяют, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, для чего фиксируют спектрометрическое устройство детектирования и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения на определенной высоте от подстилающей поверхности, дополнительно измеряют высоту полета (высотомером), на которой измеряют мощность дозы, а для расчета парциальных активностей радионуклидов на подстилающей поверхности используют выражение:
где 
- весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;
х0, у0 - координаты точки детектирования;
γ(Ei) - 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;
hD - высота точки детектирования, а эффективный радиус области детектирования на подстилающей поверхности находят из выражения: rэф=hDm, где m=3;
ψ(Ei) - поправочная функция энергии гамма-излучения, определяемая путем сравнения расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло, и с использованием аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов;
β(Ei) - энергетическая чувствительность детектора гамма-излучения;
Ai и ΔEi - соответственно высота и полуширина пика при энергии Ei в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;
αi - величина, обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии Ei,
ai и bi - безразмерные параметры формулы Бергера [4], зависящие от энергии гамма-излучения.
Способ дистанционного определения концентрации примеси радионуклидов на выделенной подстилающей поверхности, возникающей в следе радиоактивного облака, образующегося в атмосфере в результате радиационной аварии на радиационно-опасном предприятии, например атомной электростанции, основан на измерении спектра гамма-излучения, высоты точки детектирования и мощности дозы гамма-излучения, создаваемого радионуклидами, загрязняющими подстилающую поверхность.
Блоки детектирования при измерениях размещают на высоте над подстилающей поверхностью с помощью, например, радиоуправляемого легкого беспилотного летательного аппарата. 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 активности радионуклидов на подстилающей поверхности. На основе полученных данных, а также результата измерения мощности дозы в воздухе рассчитывают парциальные активности интересующих радионуклидов, загрязняющих подстилающую поверхность в соответствии с приведенным выражением.
При этом, поскольку высота, на которой осуществляется измерение значения мощности дозы, согласуется с измеряемым значением высоты, входящей в выражение, представленное в знаменателе расчетной формулы, то это обеспечивает уменьшение погрешности определения парциальных активностей радионуклидов.
Вывод расчетного выражения приведен в Приложении.
2. 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 ни в факеле выброса, ни на подстилающей поверхности.
Наиболее близким к настоящему изобретению является устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов, распространяющихся в атмосфере, в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий [3], содержащее управляемый по радиоканалу беспилотный летательный аппарат, на котором крепятся датчик мощности поглощенной дозы в воздухе, спектрометрический датчик для измерения спектрального состава гамма-излучения от факела выброса, показания которых используются для расчета концентрации радионуклидов в факеле выброса, блок бесконтактной дистанционной передачи информации, а 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, дозиметра.
Недостатком известного устройства в условиях его применения к определению поверхностного загрязнения радионуклидами, осевшими на подстилающую поверхность, является отсутствие информации относительно геометрических параметров, ограничивающих область радиоактивного загрязнения, приводящей к невозможности использования расчетной формулы, предназначенной для оценки поверхностного радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности. Это обусловлено тем, что в отличие от объемного источника, где область интегрирования ограничивается радиусом сферы, определяемым величиной порядка пробега гамма-кванта, для оценки мощности дозы от загрязненной подстилающей поверхности необходимо знание двух дополнительных параметров: высоты точки детектирования и эффективного радиуса загрязненной подстилающей поверхности, являющейся поверхностным источником гамма-излучения.
Техническим результатом заявленного изобретения является реализация возможности выполнения измерений радиоактивного загрязнения, располагающегося непосредственно на подстилающей поверхности, и повышение точности измерений. Этот результат достигается за счет того, что кроме размещения на легком летательном аппарате спектрометрического устройства, дозиметра поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и блока бесконтактной дистанционной передачи информации, дополнительно размещается высотомер, а 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, дозиметра и высотомера.
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) и высотомер (17). 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) и высотомером (17) на борту направляют в заданный сектор пространства, в котором выполняют сканирование подстилающей поверхности, 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. Фиксируют показание дозиметра, устанавливая летательный аппарат в данной точке воздушного пространства и выполняют измерения спектра гамма-излучения, мощности дозы и высоту сканирования (17) подстилающей поверхности. 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 измеренных значений мощности дозы и высоты, на которой находится измерительная аппаратура, рассчитывают искомые парциальные концентрации радионуклидов в области радиоактивного загрязнения следа выброса. 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 области радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности.
Литературные ссылки
1. Установка радиометрическая РКС-07П. Технические условия 95 2191-90 ЖШ1.289.404. 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. Елохин А.П., Рау Д.Ф., Пархома П.А. "Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления". Патент №2299451, бюл. №14, от 07.12.2006, стр.604-605, ч.3.
4. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. "Защита от ионизирующих излучений". Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1995, 494 с.
5. RU 2007128982/28 А (Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Институт теоретической и экспериментальной физики им. А.И.Алиханова" (RU), 2009.02.10 - Способ измерения константы радиоактивного распада.
ПРИЛОЖЕНИЕ
После обработки приборного спектра получают амплитудное распределение семейства гамма-линий (см. Фиг.1), каждая из которых характеризуется амплитудой A(Ei) соответствующего пика и полушириной пика ΔEi измеряемой на его полувысоте.
Произведение А(Ei)·ΔEi пропорционально произведению поверхностной концентрации радионуклида χi(х0, y0, pi) на выход соответствующих гамма-квантов на распад данного нуклида - νi:
где k - поправочный коэффициент, учитывающий геометрические условия измерения; α(Ei) - 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 поверхностная концентрация χi может быть определена по формуле:
Если в воздухе содержится N радионуклидов, то
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:
Запишем выражение для мощности дозы гамма-излучения, создаваемой радионуклидом с энергией Ei, квантовым выходом νi в точке расположения детектора:
x0, y0 - координаты точки детектирования из области интегрирования S; hD - высота точки детектирования; х, у - текущие координаты.
Если в пределах области интегрирования S считать, что поверхностное распределение радиоактивной примеси любого радионуклида имеет один и тот же характер, ƒ(x, y), то вес pi не будет зависеть от координаты, т.к. для любого χi можно будет записать:
и соответственно для суммы:
При этом из (4), (7), (8) следует:
Если считать 
где X0 не зависит от координат, то, используя (5), получим для χi выражение:
где pi определено формулами (4), (9), а распределение ƒ(x, у) задается либо аналитическим, либо численным решением уравнения переноса примеси в атмосфере [П2].
Следует обратить внимание, что весовой множитель pi (относительная величина активности отдельного радионуклида в общей величине поверхностной активности) 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 X0, 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 Х0 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 Х0, подставляя (11) в выражение (6):
где β(Ei) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально; ψ(Ei) - поправочная функция, зависящая от энергии гамма-излучения, определяемая путем сравнения (отношения) расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло и с применением аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов (см. Фиг.2). Такая коррекция энергетической чувствительности аналитической формулы обусловлена тем, что расчеты методом Монте-Карло нецелесообразно включать в расчетный алгоритм, предусматривающий проведение расчетов в режиме реального времени (on-line), поскольку расчет этим методом, обеспечивая небольшую погрешность в отличие от аналитической формулы, требует значительно больше времени, чем расчет по аналитической формуле, что не дает возможность осуществлять передачу информации в режиме реального времени. В связи с чем включение поправочной функции в виде сомножителя в аналитическую формулу дает такую же точность оценки исследуемой величины (погрешность расчета не превышает 10%), как и метод Монте-Карло, но в то же время дает возможность проводить расчеты в режиме реального времени. Поскольку каждый радионуклид характеризуется своей энергией гамма-излучения, то мощность дозы смеси радионуклидов будет определяться суммой:
Вычисляя интеграл в правой части равенства (12) и подставляя в левую его часть показание детектора гамма-излучения, находим величину Х0. Определив величину Х0, мы, таким образом, по формуле (11) находим концентрацию любого радионуклида на подстилающей поверхности в зоне ее радиоактивного загрязнения.
Откуда с учетом выражения 11 определяем парциальную активность каждого радионуклида в области радиоактивного загрязнения от факела выброса:
Кроме того, если перейти к полярной системе координат и ограничить область интегрирования некой граничной площадью с граничным радиусом rгр, в центре которой находится детектор на высоте hD (см. Фиг.3) [П4], то, полагая, что газоаэрозольная примесь равномерно распределена на этой ограниченной поверхности, т.е. 
(*Неравномерность распределения концентрации радиоактивных аэрозолей на подстилающей поверхности может быть обусловлена двумя причинами:
1. За счет различия в гравитационной скорости их оседания при различном дисперсном составе в процессе переноса их по ветру в атмосфере.
2. За счет неоднородности подстилающей поверхности, характеризуемой уровнем шероховатости z0.) и принимая фактор накопления для гомогенной среды (воздуха) в виде формулы Бергера [П3], нетрудно вычислить интеграл в знаменателе формулы (14), вынося за знак интеграла постоянную 
а также учитывая, что в числителе этой формулы функция ƒ(x, у) также должна быть заменена на 
Тогда после сокращения на эту величину и вычисления интеграла в знаменателе (14) в результате получаем следующее выражение для определения плотности поверхностной активности любого радионуклида, находящегося в рассматриваемой области на подстилающей поверхности факела выброса:
где ai, bi - безразмерные параметы формулы Бергера, зависящие от энергии гамма-излучения [П3]. При этих условиях парциальная поверхностная концентрация радионуклида на выделенной площади определится выражением:
где pi определено формулой (4).
Для оценки величины радиуса ограниченно-эффективной площади подстилающей поверхности воспользуемся формулой для мощности дозы от подстилающей поверхности, загрязненной радиоактивными аэрозолями после прохождения радиоактивного облака [П5], с учетом рассеянного излучения, определяемого фактором накопления, представленного в виде формулы Бергера [П3]. Тогда в полярной геометрии получим:
где k - размерная постоянная; 
- эффективная энергия фотонов смеси радионуклидов, определяющих поверхностное радиоактивное загрязнение подстилающей поверхности; 
- коэффициент передачи энергии; φ - азимутальный угол; χ(r,φ) - активность подстилающей поверхности, В(µ,R) - фактор накопления в форме Бергера, B(µ,R)=1+aµR·exp(bµR), где 
, 
- известные функции энергии [П3]; 
- коэффициент линейного ослабления; 
- расстояние от точки наблюдения до элемента поверхности dr; r - радиус элементарного кольца на подстилающей поверхности. Полагая распределение поверхностной активности равномерным, формулу (17) преобразуем к виду:
Если сканирование осуществляется с бесконечной плоскости, то вместо формулы (18) записывают:
Очевидно, что если с некоторого rгр отношение 
будет близко к единице, то площадь, ограниченную этим радиусом, можно было бы считать ограниченно-эффективной. Для вычисления отношения (20) перейдем к переменной U=R, так что 
и UdU=rdr, что следует после дифференцирования последнего равенства. Подставляя в подынтегральные выражения числителя и знаменателя формулу Бергера, отношение, определяемое формулой (20), преобразуем к виду:
Измеряя rгр в единицах h, т.е. rгр=mhD, где m - необязательно целое, последнюю формулу перепишем в следующем виде:
Вычисляя интегралы в числителе и знаменателе выражений (21) и учитывая, что при m≥0, 
и 
, окончательно получаем:
Результаты вычислений эффективного значения числа mэф для Еγ=0,279 МэВ по формуле (22) с использованием пакета "MathCAD-2000" представлены в табл.1 и на Фиг.4 [П4]. Абсцисса касательной прямой, в которой ордината равна 1 и определяет искомое значение mэф, значение которого равно 2,804. При этом значение эффективного радиуса равно rгр=hDmэф=2,8·hD=198,58 м. При высоте сканирования подстилающей поверхности, равной пробегу гамма-кванта, эффективный радиус, при котором погрешность оценки мощности дозы составляет не более 13%, составляет ≈ 3 высоты.
Вычисления mэф для энергий 0,5, 1, 1,5 МэВ, для которых высота сканирования подстилающей поверхности (высота точки детектирования) выбиралась также из условия hD=1/µ, с учетом того, что относительная погрешность оценки мощности дозы при выбранном rгр не должна была превышать 13%, показали аналогичные результаты, но величина mэф≈2 (при mэф = 3 относительная погрешность оценки мощности дозы составляла менее 5%) (см. Фиг.5) и табл.2 [П4].
| Таблица 2 | |
| Зависимость эффективного числа mэф от энергии гамма-квантов | |
| 2,13247 | 0,5 |
| 2,096154 | 1 |
| 2,075107 | 1,5 |
| 2,06654 | 2 |
Проведение измерений на большей высоте, если это не обусловлено резким изменением характера подстилающей поверхности (орографией подстилающей поверхности), очевидно, нецелесообразно, поскольку с ростом высоты уменьшается мощность дозы, а это, в свою очередь, требует увеличения времени сканирования, необходимого для набора статистики при регистрации энергии гамма-излучения, что не позволит проводить измерения в режиме реального времени. Таким образом, из вышеприведенных графиков следует, что значение эффективного числа mэф, при котором погрешность оценки мощности дозы от эффективного радиуса сканирования подстилающей поверхности, загрязненной радионуклидами, не превышает 13%, для высот детектирования порядка пробега гамма-кванта составляет порядка 3. Как видно из графика, эффективное число mэф незначительно убывает с ростом энергии гамма-квантов, что указывает на слабую зависимость эффективного радиуса сканирования от энергии гамма-квантов, поскольку эффективный радиус определяется произведением rгр=hDmэф.
Определенный интерес также представляет вопрос изменения эффективного радиуса сканирования радиационно-загрязненной подстилающей при понижении высоты сканирования. Мощность дозы с понижением высоты сканирования, очевидно, будет расти, что не означает более корректной ее оценки. Зависимости радиуса сканирования как функции высоты сканирования для различных энергий гамма-квантов приведены на Фиг.6. Эту зависимость также можно аппроксимировать ранее принятым соотношением rгр≈hDmэф, при mэф=3. Как следует из графика, радиус сканирования подстилающей поверхности растет с увеличением высоты сканирования.
Литературные ссылки
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.
П4. Елохин А.П., Пархома П.А., Голембиовская М.Д. Оценка оптимальной высоты сканирования радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности с использованием беспилотного дозиметрического комплекса. Экологические системы и приборы, №12, 2008, с.40-44.
П5. Метеорология и атомная энергия. Пер. с англ. Под ред. Н.Л.Бызовой и К.П.Махонько. Л.: Гидрометеоиздат, 1971, 618 с.
Claims (2)
1. Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий, включающий определение пространственного положения загрязненной подстилающей поверхности, выполнение измерения состава гамма-излучения от подстилающей поверхности с применением спектрометрического устройства детектирования и определение загрязнения радионуклидами в следе радиоактивного выброса из выражения, при этом пространственное положение радиоактивно-загрязненной подстилающей поверхности определяют путем сканированием подстилающей поверхности, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, а при измерении загрязнения фиксируют спектрометрическое устройство детектирования гамма-излучения и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в заданной области или точке над подстилающей поверхностью, дополнительно к измерению состава гамма-излучения от поверхностной активности подстилающей поверхности измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и высоту сканирования, а для расчета парциальных концентраций радионуклидов, загрязняющих подстилающую поверхность, используют выражение
где
- весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;
- измеренная мощность дозы гамма-излучения (на измеряемой высоте) в точке размещения блока детектирования;
x0; y0 - координаты точки детектирования;
γ(Ei) - 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;
hD - высота точки детектирования,
а эффективный радиус области детектирования на подстилающей поверхности находят из выражения
rэф=hDm, где m=3;
ψ(Ei) - поправочный коэффициент, являющийся функцией энергии гамма-излучения, определяемый путем сравнения расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло и с использованием аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов;
β(Ei) - энергетическая чувствительность детектора гамма-излучения;
Ai и ΔEi - соответственно высота и полуширина пика при энергии Ei в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;
αi - величина, обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии Ei;
ai и bi - безразмерные параметры формулы Бергера [4], зависящие от энергии гамма-излучения.
где
x0; y0 - координаты точки детектирования;
γ(Ei) - 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;
hD - высота точки детектирования,
а эффективный радиус области детектирования на подстилающей поверхности находят из выражения
rэф=hDm, где m=3;
ψ(Ei) - поправочный коэффициент, являющийся функцией энергии гамма-излучения, определяемый путем сравнения расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло и с использованием аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов;
β(Ei) - энергетическая чувствительность детектора гамма-излучения;
Ai и ΔEi - соответственно высота и полуширина пика при энергии Ei в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;
αi - величина, обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии Ei;
ai и bi - безразмерные параметры формулы Бергера [4], зависящие от энергии гамма-излучения.
2. Система для определения поверхностного загрязнения радионуклидами в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий, содержащая гамма-спектрометрическую установку, размещенную на легком летательном аппарате, несущем дополнительно дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, лазерный высотомер, обеспечивающий измерение высоты сканирования подстилающей поверхности, 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 аналого-цифрового преобразователя и дозиметра, при этом радиус области детектирования на подстилающей поверхности находят из выражения rэф=hDm, где m=3 и hD - высота точки детектирования.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009117759/28A RU2388018C1 (ru) | 2009-06-26 | 2009-06-26 | Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009117759/28A RU2388018C1 (ru) | 2009-06-26 | 2009-06-26 | Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2388018C1 true RU2388018C1 (ru) | 2010-04-27 |
Family
ID=42672771
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009117759/28A RU2388018C1 (ru) | 2009-06-26 | 2009-06-26 | Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2388018C1 (ru) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2449318C1 (ru) * | 2010-08-26 | 2012-04-27 | Федеральное государственное военное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Военная академия войск радиационной, химической и биологической защиты и инженерных войск имени Маршала Советского Союза С.К. Тимошенко" | Способ выявления фактической радиационной обстановки дистанционным методом с вертикальной трассы сканирования |
| RU2478988C1 (ru) * | 2011-11-02 | 2013-04-10 | Федеральное Бюджетное Учреждение "33 Центральный Научно-Исследовательский Испытательный Институт" Министерства Обороны Российской Федерации | Способ выявления радиационной обстановки после выброса радиоактивных веществ в атмосферу |
| 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 |
| RU2604695C1 (ru) * | 2015-10-06 | 2016-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации | Способ оценки достоверности результатов измерения носимым измерителем мощности дозы на радиоактивно загрязненной местности в период формирования следа радиоактивного облака |
| RU2620333C1 (ru) * | 2016-08-17 | 2017-05-24 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации | Способ ведения воздушной радиационной разведки местности с использованием беспилотного летательного аппарата вертолетного типа |
| RU2704329C1 (ru) * | 2019-03-26 | 2019-10-28 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ радиационного обследования искусственных водоёмов |
| CN114895346A (zh) * | 2022-05-05 | 2022-08-12 | 中国自然资源航空物探遥感中心 | 适用于全地形的航空γ能谱测量系统及其测量方法 |
| CN115267873A (zh) * | 2022-08-01 | 2022-11-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆沉积源项的测量分析方法、系统、终端及介质 |
| CN115267872A (zh) * | 2022-07-22 | 2022-11-01 | 西北核技术研究所 | 辐射区域内空间γ辐射剂量及表面β放射性的测量方法 |
| RU225412U1 (ru) * | 2023-11-27 | 2024-04-19 | Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство обороны Российской Федерации | Широкодиапазонный воздушный блок детектирования гамма-излучения |
-
2009
- 2009-06-26 RU RU2009117759/28A patent/RU2388018C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 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. Метеорология и атомная энергия. Пер. с англ. /Под ред. БЫЗОВОЙ Н.Л. и МАХОНЬКО К.П. - Л.: Гидрометеоиздат, 1971, 618 с. МАШКОВИЧ В.П., КУДРЯВЦЕВА А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. - М.; Энергоатомиздат, 1995, 494 с. * |
Cited By (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2449318C1 (ru) * | 2010-08-26 | 2012-04-27 | Федеральное государственное военное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Военная академия войск радиационной, химической и биологической защиты и инженерных войск имени Маршала Советского Союза С.К. Тимошенко" | Способ выявления фактической радиационной обстановки дистанционным методом с вертикальной трассы сканирования |
| RU2478988C1 (ru) * | 2011-11-02 | 2013-04-10 | Федеральное Бюджетное Учреждение "33 Центральный Научно-Исследовательский Испытательный Институт" Министерства Обороны Российской Федерации | Способ выявления радиационной обстановки после выброса радиоактивных веществ в атмосферу |
| 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 |
| RU2604695C1 (ru) * | 2015-10-06 | 2016-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации | Способ оценки достоверности результатов измерения носимым измерителем мощности дозы на радиоактивно загрязненной местности в период формирования следа радиоактивного облака |
| RU2620333C1 (ru) * | 2016-08-17 | 2017-05-24 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "33 Центральный научно-исследовательский испытательный институт" Министерства обороны Российской Федерации | Способ ведения воздушной радиационной разведки местности с использованием беспилотного летательного аппарата вертолетного типа |
| RU2704329C1 (ru) * | 2019-03-26 | 2019-10-28 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ радиационного обследования искусственных водоёмов |
| CN114895346A (zh) * | 2022-05-05 | 2022-08-12 | 中国自然资源航空物探遥感中心 | 适用于全地形的航空γ能谱测量系统及其测量方法 |
| CN114895346B (zh) * | 2022-05-05 | 2024-05-17 | 中国自然资源航空物探遥感中心 | 适用于全地形的航空γ能谱测量系统及其测量方法 |
| CN115267872A (zh) * | 2022-07-22 | 2022-11-01 | 西北核技术研究所 | 辐射区域内空间γ辐射剂量及表面β放射性的测量方法 |
| CN115267873A (zh) * | 2022-08-01 | 2022-11-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆沉积源项的测量分析方法、系统、终端及介质 |
| CN115267873B (zh) * | 2022-08-01 | 2024-04-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆沉积源项的测量分析方法、系统、终端及介质 |
| RU225412U1 (ru) * | 2023-11-27 | 2024-04-19 | Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство обороны Российской Федерации | Широкодиапазонный воздушный блок детектирования гамма-излучения |
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 | |
| Sanada et al. | Aerial radiation monitoring around the Fukushima Dai-ichi nuclear power plant using an unmanned helicopter | |
| Pöllänen et al. | Radiation surveillance using an unmanned aerial vehicle | |
| Sanada et al. | Temporal variation of dose rate distribution around the Fukushima Daiichi nuclear power station using unmanned helicopter | |
| CN104198503A (zh) | 基于自然伽马射线在线测量煤灰分系统及方法 | |
| Sinclair et al. | Aerial measurement of radioxenon concentration off the west coast of Vancouver Island following the Fukushima reactor accident | |
| Grasty et al. | Fields of view of airborne gamma-ray detectors | |
| RU2299451C1 (ru) | Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления | |
| Bukartas et al. | A Bayesian method to localize lost gamma sources | |
| van der Veeke et al. | Footprint and height corrections for UAV-borne gamma-ray spectrometry studies | |
| Erhardt et al. | Deposition measurements from the full-scale radiological dispersal device field trials | |
| Kumar et al. | Advances in detection algorithms for radiation monitoring | |
| Gong et al. | Minimum detectable activity for NaI (Tl) airborne γ-ray spectrometry based on Monte Carlo simulation | |
| Tang et al. | Simulated minimum detectable activity concentration (MDAC) for a real-time UAV airborne radioactivity monitoring system with HPGe and LaBr3 detectors | |
| 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 | |
| Torii et al. | Distribution of dose-rates and deposition of radioactive cesium by the airborne monitoring surveys | |
| RU2596183C1 (ru) | Система для измерения по гамма-излучению загрязнённости окружающей среды, вызванной радиоактивным выбросом радиационно-опасных предприятий | |
| Finck et al. | Maximum detection distances for gamma emitting point sources in mobile gamma spectrometry | |
| Elokhin et al. | Particulars of scanning an underlying surface using a pilotless dosimetric complex | |
| EP3951435B1 (en) | Method and system for stack monitoring of radioactive nuclides | |
| Shayeganrad et al. | DIAL–phoswich hybrid system for remote sensing of radioactive plumes in order to evaluate external dose rate | |
| Qin et al. | Design and Application of an Airborne Radioactivity Survey System Based on Unmanned Aerial Vehicle | |
| Osawa et al. | RADIOACTIVE CONTAMINATION INSPECTING SYSTEM FOR VEHICLE | |
| Cardarelli II et al. | Environmental Protection Agency (EPA) airborne gamma spectrometry system for environmental and emergency response surveys |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190627 |