RU2714085C1 - Method of measuring volumetric activity of inert radioactive gases of industrial origin - Google Patents
Method of measuring volumetric activity of inert radioactive gases of industrial origin Download PDFInfo
- Publication number
- RU2714085C1 RU2714085C1 RU2019111585A RU2019111585A RU2714085C1 RU 2714085 C1 RU2714085 C1 RU 2714085C1 RU 2019111585 A RU2019111585 A RU 2019111585A RU 2019111585 A RU2019111585 A RU 2019111585A RU 2714085 C1 RU2714085 C1 RU 2714085C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radioactive gases
- inert
- inert radioactive
- vessel
- industrial origin
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N1/00—Sampling; Preparing specimens for investigation
- G01N1/02—Devices for withdrawing samples
- G01N1/22—Devices for withdrawing samples in the gaseous state
Abstract
Description
Изобретение относится к методам измерения объемного активности инертных радиоактивных газов техногенного происхождения, которые содержаться в выбросах ядерных реакторных установок.The invention relates to methods for measuring the volumetric activity of inert radioactive gases of technogenic origin, which are contained in the emissions of nuclear reactor facilities.
Оценка количественного и качественного состав инертных радиоактивных газов в выбросах является важной задачей как для оценки доз на население, так и обеспечения безопасной эксплуатации ядерной реакторной установки. Опубликованные исследования по оценке дозовых нагрузок на население за счет выбросов различных инертных газов демонстрирует необходимость контроля данного компонента [1]. Вновь введенные требования по контролю и нормирования газо-аэрозольных выбросов требует определение объемной активности каждого радионуклида из состава инертных газов [2, 3]. В настоящее время, на всех объектах эксплуатирующие ядерные реакторные установки существует непрерывный контроль суммарного показателя активности инертных радиоактивных газов [4].Assessing the quantitative and qualitative composition of inert radioactive gases in emissions is an important task both for estimating doses to the population and ensuring the safe operation of a nuclear reactor installation. Published studies on the assessment of dose loads on the population due to the emission of various inert gases demonstrate the need to control this component [1]. The newly introduced requirements for the control and regulation of gas-aerosol emissions require the determination of the volumetric activity of each radionuclide from inert gases [2, 3]. At present, at all facilities operating nuclear reactor facilities, there is continuous monitoring of the total activity index of inert radioactive gases [4].
Существующие системы контроля инертных радиоактивных газов на объектах эксплуатирующие ядерные реакторные установки представляют собой либо ионизационные камеры объемом до 10 литров, либо проточные системы с кремневыми полупроводниковыми детекторами. Данные технические решения позволяют оценивать объемную активность инертных радиоактивных газов только по суммарной скорости счета бета-излучения, но не дают возможность определить вклад каждого радионуклида из состава инертных газов. Нижний предел измерения таких систем ограничен 103 Бк/м3.The existing inert radioactive gas control systems at the facilities operating nuclear reactor facilities are either ionization chambers up to 10 liters or flow systems with silicon semiconductor detectors. These technical solutions allow us to estimate the volumetric activity of inert radioactive gases only by the total beta-radiation count rate, but they do not make it possible to determine the contribution of each radionuclide from the composition of inert gases. The lower limit of measurement of such systems is limited to 10 3 Bq / m 3 .
Задача, на решение которой направлено заявленная полезная модель, заключается в разработке способа получения достоверной информации о радионуклидном составе и объемной активности инертных радиоактивных газов с более низким пределом измерения при штатной эксплуатации реакторной установки. Данное решение достигается за счет того, что заявленное техническое исполнение позволяет создавать избыточное давление до 0,8 МПа в герметичном сосуде Маринелли объемом 3 дм3. Контроль давления в сосуде выполняется с помощью съемного манометра. Наличие избыточного давления и специального вкладыша в измерительной части сосуда, выполненного из капролона толщиной 5 мм, позволяет повысить чувствительность метода. Количественный и качественный анализ состава инертных радиоактивных газов в сосуде можно выполнять с помощью гамма-спектрометрической установки. В качестве средства измерения нуклидного состава может быть использован полупроводниковый детектор коаксиального типа на основе особо чистого германия с высоким разрешением. Отбор воздуха можно выполнять с помощью переносного компрессора из штатной импульсной линии, предназначенной для контроля выброса радиоактивных веществ в атмосферный воздух. Съемная часть сосуда Маринелли из капролона позволяет проводить необходимые манипуляции по дезактивации сосуда, сохраняя фоновые характеристики изделия на прежнем уровне.The problem to which the claimed utility model is directed is to develop a method for obtaining reliable information about the radionuclide composition and volumetric activity of inert radioactive gases with a lower measurement limit during normal operation of the reactor installation. This solution is achieved due to the fact that the claimed technical performance allows you to create excess pressure up to 0.8 MPa in a sealed vessel Marinelli with a volume of 3 dm 3 . Pressure monitoring in the vessel is carried out using a removable pressure gauge. The presence of excess pressure and a special insert in the measuring part of the vessel made of caprolon with a thickness of 5 mm can increase the sensitivity of the method. Quantitative and qualitative analysis of the composition of inert radioactive gases in a vessel can be performed using a gamma spectrometric setup. As a means of measuring the nuclide composition, a coaxial type semiconductor detector based on highly pure germanium with high resolution can be used. Air sampling can be performed using a portable compressor from a standard impulse line designed to control the release of radioactive substances into the atmospheric air. The removable part of the Marinelli vessel from caprolon allows the necessary manipulations to decontaminate the vessel, while maintaining the background characteristics of the product at the same level.
Техническим результатом, является получение требуемого радионуклидного состав инертных радиоактивных газов выбрасываемых при штатной эксплуатации реакторной установки с более низким пределом измерения в диапазоне от 100 до 800 Бк/м3 по отдельным радионуклидам.The technical result is to obtain the required radionuclide composition of inert radioactive gases emitted during normal operation of the reactor installation with a lower measurement limit in the range from 100 to 800 Bq / m 3 for individual radionuclides.
Сущность способа поясняется чертежами, на которых изображено:The essence of the method is illustrated by drawings, which depict:
На фиг. 1 - Общая схема отбора и измерения инертных радиоактивных газов.In FIG. 1 - General scheme for the selection and measurement of inert radioactive gases.
На фиг. 2 - Внешний вид сосуда Маринелли.In FIG. 2 - The appearance of the vessel Marinelli.
Литература:Literature:
1. Екидин А.А., Жуковский М.В., Васянович М.Е. Идентификация основных дозообразующих радионуклидов в выбросах АЭС // Атомная энергия, Т. 120, №2, 2016. стр. 106-108.1. Ekidin A.A., Zhukovsky M.V., Vasyanovich M.E. Identification of the main dose-generating radionuclides in the emissions of nuclear power plants // Atomic Energy, T. 120, No. 2, 2016. pp. 106-108.
2. Распоряжение Правительства РФ от 08.07.2015 г.№1316-р «Об утверждении перечня загрязняющих веществ, в отношении которых применяются меры государственного регулирования в области охраны окружающей среды». Москва, 2015 г.2. Order of the Government of the Russian Federation of 08.07.2015, No. 1316-r “On approval of the list of pollutants in respect of which measures of state regulation in the field of environmental protection are applied”. Moscow, 2015
3. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии. «Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух» (РБ-106-15). Утв. приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору №458 от 11.11.2015 г., Москва, 2015.3. Safety guidelines for the use of atomic energy. “Recommended methods for calculating the parameters necessary for the development and establishment of standards for maximum permissible emissions of radioactive substances into the atmosphere” (RB-106-15). Approved Order of the Federal Service for Ecological, Technological and Nuclear Supervision No. 458 of November 11, 2015, Moscow, 2015.
4. Радиационная обстановка на территории России и сопредельных государств в 2015 г. Обнинск, НПО «Тайфун», 2016. с. 3444. Radiation situation in Russia and neighboring countries in 2015. Obninsk, Typhoon NGO, 2016. p. 344
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019111585A RU2714085C1 (en) | 2018-09-07 | 2018-09-07 | Method of measuring volumetric activity of inert radioactive gases of industrial origin |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019111585A RU2714085C1 (en) | 2018-09-07 | 2018-09-07 | Method of measuring volumetric activity of inert radioactive gases of industrial origin |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2714085C1 true RU2714085C1 (en) | 2020-02-11 |
Family
ID=69626197
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2019111585A RU2714085C1 (en) | 2018-09-07 | 2018-09-07 | Method of measuring volumetric activity of inert radioactive gases of industrial origin |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2714085C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU201743U1 (en) * | 2020-08-19 | 2020-12-30 | Лаврик Юрий Михайлович | SPECTROMETRIC GAS RADIOMETER |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4092541A (en) * | 1975-08-19 | 1978-05-30 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method for determining the activity concentration in waste gases for specific nuclides |
US6184531B1 (en) * | 1998-04-17 | 2001-02-06 | Battelle Memorial Institute | Apparatus for real-time airborne particulate radionuclide collection and analysis |
US9683976B2 (en) * | 2014-08-15 | 2017-06-20 | Battelle Energy Alliance, Llc. | Containers and systems for the measurement of radioactive gases and related methods |
-
2018
- 2018-09-07 RU RU2019111585A patent/RU2714085C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4092541A (en) * | 1975-08-19 | 1978-05-30 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Method for determining the activity concentration in waste gases for specific nuclides |
US6184531B1 (en) * | 1998-04-17 | 2001-02-06 | Battelle Memorial Institute | Apparatus for real-time airborne particulate radionuclide collection and analysis |
US9683976B2 (en) * | 2014-08-15 | 2017-06-20 | Battelle Energy Alliance, Llc. | Containers and systems for the measurement of radioactive gases and related methods |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
АКТИВАЦИЯ ЯДЕР АРГОНА ПРОТОНАМИ ЭНЕРГИЕЙ 50 ГэВ, И.Л.Ажгирей и др. Протвино, 2009. Гамма-спектрометрический метод контроля активности и нуклидного состава газообразных радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации атомных электростанций. * |
АКТИВАЦИЯ ЯДЕР АРГОНА ПРОТОНАМИ ЭНЕРГИЕЙ 50 ГэВ, И.Л.Ажгирей и др. Протвино, 2009. Гамма-спектрометрический метод контроля активности и нуклидного состава газообразных радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации атомных электростанций. Гаврилов П.М., Кохомский А.Г., Изместьев К.М., Селев И.Н., Силаев М.Е. Вестник Томского политехнического университета. 2007. Т. 311. 2. С. 66-68. * |
Гаврилов П.М., Кохомский А.Г., Изместьев К.М., Селев И.Н., Силаев М.Е. Вестник Томского политехнического университета. 2007. Т. 311. 2. С. 66-68. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU201743U1 (en) * | 2020-08-19 | 2020-12-30 | Лаврик Юрий Михайлович | SPECTROMETRIC GAS RADIOMETER |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Ringbom et al. | Measurements of radioxenon in ground level air in South Korea following the claimed nuclear test in North Korea on October 9, 2006 | |
RU2714085C1 (en) | Method of measuring volumetric activity of inert radioactive gases of industrial origin | |
Cooper et al. | Absolute efficiency calibration of a beta-gamma detector | |
Cooper et al. | Minimum detectable concentration and concentration calculations | |
Waker et al. | TEPC performance in the CANDU workplace | |
Foxe et al. | Design and operation of the US Radionuclide Noble Gas Laboratory for the CTBTO | |
Cagniant et al. | On the use of 127Xe standards for the quality control of CTBTO noble gas stations and support laboratories | |
KR101380769B1 (en) | The calibration method for interference correction of characterizing the key nuclide on tomographic gamma scanner | |
RU2620330C1 (en) | Method for determining the transformation coefficient by current of detection units with flow chambers when carrying out radiometric monitoring of radioactive gas mixture in process emissions of nuclear-power units | |
RU2369880C2 (en) | Method for measurement of radioactive inertial gases in atmosphere and device for its realisation | |
Junghans et al. | Neutron transmission measurements at nELBE | |
Johnson et al. | Production and release rate of 37Ar from the UT TRIGA Mark-II research reactor | |
Foxe et al. | Radioxenon detector calibration spike production and delivery systems | |
Zhukovsky et al. | Radioactive atmospheric discharges of the European and Russian nuclear power plants | |
Gogolak | Rapid determination of noble gas radionuclide concentrations in power reactor plumes | |
KR102630584B1 (en) | Systems and methods for assaying an object | |
Liu et al. | Estimation of isotopic ratios of fission products by using the Monte-Carlo method | |
P’ya et al. | Determination of radioactive waste activity in containers using a xenon gamma spectrometer | |
Korotkov et al. | Automated System for Monitoring the Radiation Situation at NPP and Environs: a Safety Security Tool | |
CN101982795A (en) | Method and system for detecting accuracy of gamma ray spectrometer | |
Qin et al. | On-line detection of key radionuclides for fuel-rod failure in a pressurized water reactor | |
RU2435173C2 (en) | Method of detecting fissile materials | |
Kögler et al. | Fission Experiments at nELBE | |
Robinson et al. | High pressure Marinelli for counting low activity compressed gas samples | |
Csordás et al. | Selection of Reference Method for Thoron Measurements Performed for Calibration of CR-39 Based SSNTDs |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200908 |