RU2502987C1 - Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге - Google Patents

Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге Download PDF

Info

Publication number
RU2502987C1
RU2502987C1 RU2012127486/28A RU2012127486A RU2502987C1 RU 2502987 C1 RU2502987 C1 RU 2502987C1 RU 2012127486/28 A RU2012127486/28 A RU 2012127486/28A RU 2012127486 A RU2012127486 A RU 2012127486A RU 2502987 C1 RU2502987 C1 RU 2502987C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
centrifuge
deposit
radiation
sediment
measured
Prior art date
Application number
RU2012127486/28A
Other languages
English (en)
Inventor
Владимир Григорьевич Шмелев
Виталий Иосифович Васильев
Сергей Львович Никулин
Максим Аркадьевич Аношин
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш")
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 Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") filed Critical Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш")
Priority to RU2012127486/28A priority Critical patent/RU2502987C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2502987C1 publication Critical patent/RU2502987C1/ru

Links

Landscapes

  • Centrifugal Separators (AREA)

Abstract

Использование: для контроля процесса накопления осадка при разделении суспензий, полученных при растворении отработавшего ядерного топлива, в центрифугах. Сущность: заключается в том, что измеряют изменение интенсивности гамма-излучения от осадка, удельная активность которого отличается от удельной активности жидкой фазы разделяемой суспензии. Изменение интенсивности излучения является функцией объема осадка и фиксируется детектором. Приведена формула расчета объемной доли осадка в центрифуге в зависимости от мощностей экспозиционных дозы излучения от суспензии, от осадка и по удельной активности изотопа цезия-137 в ядерном топливе. Технический результат: обеспечение возможности контролировать накопление радиоактивного осадка в центрифуге при разделении суспензий, получаемых при растворения отработавшего ядерного топлива. 1 ил.

Description

Изобретение относится к технике контроля процесса разделения суспензий, полученных при растворении отработавшего ядерного топлива, в центрифугах.
Известен способ контроля накопления осадка в лабораторных пробирочных центрифугах с использованием стробоскопического эффекта, согласно которому при синхронизации вспышки осветительной лампы со скоростью вращения пробирок процесс осаждения твердой фазы виализируется. Объем осадка в пробирках может быть сфотографирован или отснят на кинопленку (Бочков Ю.П. Обогащение и брикетирование углей. 1963, №30, стр.58-60).
Недостаток способа - центрифуги для осветления растворов отработавшего ядерного топлива по условиям эксплуатации не могут быть изготовлены из прозрачных материалов.
Широко распространены бесконтактные способы измерения толщины слоя материала с использованием источника гамма-излучения. Так, например, известен способ измерения толщины футеровки электропечи, согласно которому в определенную геометрическую точку внутри печи вводят источник гамма - излучения известной интенсивности (Заявка Франции №2343996 МПК G01B 15/02, опубл. 1977 г.).
С помощью детектора измеряют снаружи кожуха в определенных геометрических точках интенсивность прошедшего через стенку излучения. Измеренные величины интенсивности сравнивают с эталонными, показывающими степень поглощения излучения в зависимости от толщины футеровки. По полученным данным для каждой серии измерений определяют толщину футеровки.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению и принятым за прототип, является способ измерения расстояния и толщины слоя при помощи гамма-лучей (Заявка ФРГ №2225616 МПК G01B 15/02, опубл. 1973 г.).
Способ основан на определении интенсивности посылаемых источником излучения гамма-лучей, прошедших на пути к детектору через контролируемый материал, отличающийся тем, что возникающие изменения спектра гамма-лучей и/или интенсивности излучения используются в качестве функции толщины слоя материала.
Описанные способы измерения толщины слоя (аналоги и прототип) не могут быть использованы для контроля накопления осадка в центрифугах при осветлении растворов ядерного топлива по следующей причине. Интенсивность гамма-излучения от известных промышленных изотопных источников значительно меньше интенсивности гамма-излучения от продуктов растворения отработавшего ядерного топлива. Применение известных промышленных изотопных источников не позволяет уловить изменение интенсивности их излучения при прохождении через радиоактивную суспензию.
Изобретение решает задачу контроля заполнения ротора центрифуги осадком.
Технический результат, получаемый от реализации заявляемого изобретения обеспечивается тем, что в известном способе для определения толщины или накопления осадка, включающем определение изменения интенсивности от источника гамма-излучения, в начальный момент центрифугирования измеряют интенсивность излучения от заполненной исходной суспензией центрифуги, величину которой сравнивают с интенсивностью излучения от центрифуги с накопленным осадком в конце процесса разделения суспензии. Степень заполнения центрифуги оценивается по объемной доле осадка, определяемой расчетом по величинам мощностей экспозиционных доз гамма-излучения от центрифуги, заполненной исходной суспензией, осадком и по удельной активности изотопа цезия-137 в топливе перерабатываемой тепловыделяющей сборки.
Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором изобжена блок-схема для осуществления предлагаемого способа.
В состав схемы для реализации способа кроме центрифуги 1 входит детектор 2 гамма-излучения, установленный на расстоянии R от центрифуги и помещенный в свинцовую защиту 3. В защите выполнено отверстие-коллиматор 4,ось которого перпендикулярна оси центрифуги 1. Центрифуга 1 состоит из ротора 5, размещенного в кожухе 6. Разделяемая среда размещается в роторе в виде кольца, состоящего из слоя осадка 7 и слоя осветленного раствора 8. Исходная суспензия подается в ротор по трубопроводу 9, осветленный раствор отводится из центрифуги через патрубок 10.
Способ осуществляется следующим образом. После запуска центрифуги 1 на холостом ходу детектор 2 измеряет мощность экспозиционой дозы излучения от пустого ротора 5. Показания детектора 2 соответствуют величине фона гамма- активности в камере, где размещена центрифуга 1. Затем в ротор 5 по трубопроводу 9 подается осветляемая суспензия. По заполнению рабочего объема ротора измеряется мощность дозы излучения от ротора, заполненного исходной суспензией. Осветленный раствор непрерывно отводится из ротора 5 в кожух 6 центрифуги 1,откуда удаляется по сливному патрубку 10. Частицы взвеси суспензии под действием центробежной силы осаждаются на стенке ротора, формируя слой осадка, который вытесняет раствор от стенки в осветленный слой 8. Толщина осадка в процессе фугования непрерывно увеличивается. Поскольку удельная активность осадка больше удельной активности раствора то, мощность экспозиционной дозы, фиксируемая детектором 2,также непрерывно возрастает и является в любой момент времени фугования функцией объемной доли осадка, заполняющего ротор центрифуги.
Величина объемной доли осадка в роторе рассчитывается для момента времени t по формуле:
φt=(Ptр)/(k·Iцр)
где φt - объемная доля осадка в роторе, равная отношению объема твердой фазы к рабочему объему ротора в момент времени t;
Pt - мощность экспозиционной дозы излучения от ротора, измеряемая детектором в момент времени t;
Рр - мощность экспозиционной дозы излучения от ротора заполненного исходной суспензией;
Iц - удельная активность изотопа цезия-137 в ядерном топливе перерабатываемой тепловыделяющей сборки;
k - постоянный коэффициент пропорциональности.
Величина Iц определяется на установке входного контроля выгорания топлива в отработавшей тепловыделяющей сборке, поступающей на переработку.
Осветление исходной суспензии в центрифуге проводится до за данного значения φ, которому соответствует расчетное Р. Центрифуга останавливается на разгрузку при фиксации детектором 2 мощности эспозиционной дозы излучения, равной Р. После выгрузки осадка из ротора детектором 2 замеряется остаточная мощность дозы излучения от ротора Рок, величина которой сравнивается с интенсивностью фона Po. Если Рок больше Po, то в роторе центрифуги остался осадок, который необходимо удалить повторной распульповкой. При Роко центрифуга готова к осветлению следующей порции суспензии.
Таким образом, предлагаемый способ позволяет контролировать накопление радиоактивного осадка в роторе центрифуги при разделении суспензий, полученных от растворения отработавшего ядерного топлива.

Claims (1)

  1. Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге, включающий измерение гамма-излучения, отличающийся тем, что измеряют интенсивность излучения от исходной суспензии, которую сравнивают с интенсивностью излучения от накопленного осадка, при этом степень заполнения определяют по объемной доле осадка, рассчитываемой по формуле:
    φt=(Ptр)/(k·Iцр),
    где φt - объемная доля осадка в момент времени t, равная отношению объема твердой фазы к рабочему объему центрифуги;
    Pt - мощность экспозиционной дозы излучения от осадка в центрифуге в момент времени t, замеряемая детектором;
    Рр - мощность экспозиционной дозы излучения от центрифуги, заполненной исходной суспензией;
    Iц - удельная активность изотопа цезия-137 в ядерном топливе;
    k - постоянный коэффициент пропорциональности.
RU2012127486/28A 2012-07-02 2012-07-02 Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге RU2502987C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012127486/28A RU2502987C1 (ru) 2012-07-02 2012-07-02 Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012127486/28A RU2502987C1 (ru) 2012-07-02 2012-07-02 Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2502987C1 true RU2502987C1 (ru) 2013-12-27

Family

ID=49817784

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012127486/28A RU2502987C1 (ru) 2012-07-02 2012-07-02 Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2502987C1 (ru)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2343996A1 (fr) * 1976-03-12 1977-10-07 Siderurgie Fse Inst Rech Procede et dispositif pour mesurer l'epaisseur des garnissages refractaires
RU2236307C2 (ru) * 2002-08-07 2004-09-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ и устройство для извлечения твердых осадков и взвесей из жидких сред
US20100038249A1 (en) * 2008-08-12 2010-02-18 Kabushiki Kaisha Toshiba Method for reprocessing spent nuclear fuel and centrifugal extractor therefor

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2343996A1 (fr) * 1976-03-12 1977-10-07 Siderurgie Fse Inst Rech Procede et dispositif pour mesurer l'epaisseur des garnissages refractaires
RU2236307C2 (ru) * 2002-08-07 2004-09-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ и устройство для извлечения твердых осадков и взвесей из жидких сред
US20100038249A1 (en) * 2008-08-12 2010-02-18 Kabushiki Kaisha Toshiba Method for reprocessing spent nuclear fuel and centrifugal extractor therefor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8306187B2 (en) Optimal detector position for gamma backscatter
JP6872558B2 (ja) 粒子径分布測定装置、粒子径分布測定方法、及び粒子径分布測定装置用プログラム
JP6475931B2 (ja) 放射性物質のモニタリング装置及び放射性物質のモニタリング方法
Kim et al. Development and mass production of a mixture of LAB-and DIN-based gadolinium-loaded liquid scintillator for the NEOS short-baseline neutrino experiment
JP2015068677A (ja) 廃棄体容器の放射線計測方法および装置
RU2502987C1 (ru) Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге
JP6139270B2 (ja) α放射能の測定システムおよびその測定方法
JP5669782B2 (ja) 放射能検査装置
JP2023061450A (ja) 廃棄物の放射性物質による汚染の検査方法
RU56003U1 (ru) Детектор нейтронов и гамма-квантов
EP0130099A1 (fr) Procédé pour déterminer l'activité volumique et estimer la masse de plutonium contenu dans des déchets et dispositif pour la mise en oeuvre de ce procédé
CN104764755A (zh) 在线预测煤炭燃烧后灰渣中铀含量及煤炭分类控制的装置
US3508048A (en) Radiometric analysis by flowing sample through a closed system
US3225200A (en) Determination of the number of neutrons emitted simultaneously by a source
US4010369A (en) Method for rapid particle size analysis by hydrosizing and nuclear sensing
US20210033442A1 (en) An x-ray mass flow rate sensor for high pressure processes
Cribier Reactors antineutrino anomalies and searches for sterile neutrinos
CN108195853B (zh) 一种连续检测物料中铀含量的方法及装置
Tudora et al. Correlation between the prompt neutron multiplicity and prompt gamma-ray energy in the frame of the Point-by-Point model
Klink et al. A Contactless Density Profile Measurement Device
RU2335762C1 (ru) Способ количественного определения атомов щелочного металла
Otte et al. Singlet Deuteron p− n Correlations in the C 13 (p, p n) C 12 Reaction
JPH01152388A (ja) 核産業設備から出る放射性液体が装填されている清浄遠心分離機のドラムの充填量および/または装荷量並びに核燃料要素の燃焼度を検出するための方法および装置
RU2328043C2 (ru) Способ определения выгорания отработавшего ядерного топлива и устройство для его осуществления
Robinson Electronic Detection of Heavy Mesons