RU2753380C1 - Method for determining volumetric activity of radionuclides fission products and activated corrosion products in aqueous coolant of first circuit of nuclear power plant - Google Patents
Method for determining volumetric activity of radionuclides fission products and activated corrosion products in aqueous coolant of first circuit of nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2753380C1 RU2753380C1 RU2020133696A RU2020133696A RU2753380C1 RU 2753380 C1 RU2753380 C1 RU 2753380C1 RU 2020133696 A RU2020133696 A RU 2020133696A RU 2020133696 A RU2020133696 A RU 2020133696A RU 2753380 C1 RU2753380 C1 RU 2753380C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sample
- sorbent
- activity
- products
- radionuclides
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/167—Measuring radioactive content of objects, e.g. contamination
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Техническое решение относится к области атомной энергетики, а именно к способам определения объемной активности продуктов деления, являющихся реперными для контроля состояния активной зоны, например, нуклидов йода, и активированных продуктов коррозии (АПК) в водных теплоносителях первых контуров ядерных энергетических установок (ЯЭУ) при нейтральном и щелочном водно-химических режимах.The technical solution relates to the field of nuclear energy, namely to methods for determining the volumetric activity of fission products, which are reference for monitoring the state of the core, for example, iodine nuclides, and activated corrosion products (APC) in water coolants of the first circuits of nuclear power plants (NPP) at neutral and alkaline water-chemical regimes.
Существующие методы контроля герметичности оболочек (КГО) тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) активных зон (АЗ) ЯЭУ включают периодически проводимые измерения активности реперных радионуклидов в пробах теплоносителя. Уровни и изменения активности радионуклидов-реперов в теплоносителе в процессе эксплуатации реакторной установки характеризуют текущее состояние оболочек твэлов и позволяют прогнозировать остаточный ресурс АЗ. Достоверное определение уровней активности активированных продуктов коррозии и их изменений в течение кампании реактора позволяет судить о развитии коррозионных процессов в контурах.The existing methods for monitoring the tightness of the claddings (CGO) of fuel elements (fuel elements) of the active zones (AZ) of the nuclear power plant include periodically carried out measurements of the activity of reference radionuclides in the coolant samples. Levels and changes in the activity of reference radionuclides in the coolant during operation of the reactor facility characterize the current state of the fuel element cladding and allow predicting the residual core life. Reliable determination of the activity levels of activated corrosion products and their changes during the reactor run allows one to judge the development of corrosion processes in the circuits.
Для оценки состояния АЗ, например, используют суммарную удельную активность нуклидов 131÷135-йода, либо удельную активность отдельных нуклидов йода. Идентификацию и определение активности гамма-излучающих радионуклидов проводят методом гамма-спектрометрии.To assess the state of the core, for example, use the total specific activity of nuclides 131 ÷ 135-iodine, or the specific activity of individual iodine nuclides. The identification and determination of the activity of gamma-emitting radionuclides is carried out by the method of gamma spectrometry.
Активность отбираемых проб теплоносителя первого контура при работе ЯЭУ на энергетических уровнях мощности определяется продуктами деления урана, радионуклидами, образующимися при нейтронной активации продуктов коррозии, и примесей теплоносителя. Нижний порог измеряемой активности радионуклидов-реперов определяется чувствительностью детектора, временем экспозиции и фоновым комптоновским излучением других радионуклидов, содержащихся в пробе. Наложение спектров излучения радионуклидов при гамма-спектрометрических измерениях проб существенно затрудняет достоверность определения активности нуклидов-реперов [Л.Н. Москвин и др. Химические проблемы атомной энергетики. Том 2. Радиохимический анализ и радиохимические технологии - СПб.: Изд-во ВВМ, 2013. Стр. 21-25].The activity of the taken samples of the primary coolant during the operation of the nuclear power plant at the energy levels of power is determined by the fission products of uranium, radionuclides formed during neutron activation of corrosion products, and coolant impurities. The lower threshold of the measured activity of reference radionuclides is determined by the detector sensitivity, exposure time and background Compton radiation of other radionuclides contained in the sample. The superposition of the emission spectra of radionuclides during gamma-spectrometric measurements of samples significantly complicates the reliability of the determination of the activity of reference nuclides [L.N. Moskvin et al. Chemical problems of atomic energy. Volume 2. Radiochemical analysis and radiochemical technologies - St. Petersburg: Publishing house of VVM, 2013. Pp. 21-25].
Отдельной проблемой является измерение активности активированных продуктов коррозии - радионуклидов 51Cr, 54Mn, 56Mn, 59Fe, 58Со, 60Со, 95Zr, которые образуются при нейтронной активации компонентов конструкционных материалов (КМ) первого контура, переходящих в теплоноситель вследствие коррозионных процессов. АПК распределяются между теплоносителем и частицами продуктов коррозии (ПК) конструкционных материалов и могут находиться в теплоносителе в «растворенном» (ионодисперсном и коллоидном) и нерастворенном состояниях. Преимущественно АПК существуют в теплоносителе в форме взвесей - порядка 70% суммарной активности. В то же время для ряда радионуклидов, в частности для 54Mn и 56Mn, доля ионных и коллоидных форм существования достигает 50% [В. Dua, The speciation analysis of colloids in the primary coolant in nuclear power plant. Radiation Physics and Chemistry. Vol. 159, 2019. PP. 81-88].A separate problem is the measurement of the activity of activated corrosion products - radionuclides 51 Cr, 54 Mn, 56 Mn, 59 Fe, 58 Co, 60 Co, 95 Zr, which are formed during neutron activation of the components of structural materials (CM) of the primary circuit passing into the coolant due to corrosion processes. APC are distributed between the coolant and particles of corrosion products (PC) of structural materials and can be in the coolant in “dissolved” (ion-dispersed and colloidal) and undissolved states. Mostly APCs exist in the coolant in the form of suspensions - about 70% of the total activity. At the same time, for a number of radionuclides, in particular for 54 Mn and 56 Mn, the proportion of ionic and colloidal forms of existence reaches 50% [V. Dua, The speciation analysis of colloids in the primary coolant in nuclear power plant. Radiation Physics and Chemistry. Vol. 159, 2019. PP. 81-88].
В случае отбора проб в транспортные емкости для последующего измерения проб в лабораторных условиях происходит потеря радионуклидов АПК за счет сорбции и седиментации на поверхностях тары. Также, в процессе гамма-спектрометрических измерений АПК в пробах теплоносителя происходит их осаждение и сорбция на поверхностях измерительной емкости, что вызывает искажение калиброванной геометрии измерения и повышает погрешность результата. В связи с этим, перед проведением измерения активности АПК в пробах теплоносителя возникает необходимость выделения данных радионуклидов на твердом носителе (фильтре, сорбенте и т.п.).In the case of sampling into transport containers for subsequent measurement of samples in laboratory conditions, the loss of APC radionuclides occurs due to sorption and sedimentation on the surfaces of the container. Also, in the process of gamma-spectrometric measurements of APC in the samples of the coolant, they are deposited and sorbed on the surfaces of the measuring vessel, which distorts the calibrated geometry of the measurement and increases the error of the result. In this regard, before measuring the APC activity in coolant samples, it becomes necessary to isolate these radionuclides on a solid carrier (filter, sorbent, etc.).
Для обеспечения оперативности выполнения гамма-спектрометрических измерений активности отдельных групп радионуклидов, в том числе радионуклидов-реперов, АПК и активированных примесей в теплоносителе, снижения погрешности результатов измерений используют различные способы.Various methods are used to ensure the efficiency of performing gamma spectrometric measurements of the activity of individual groups of radionuclides, including reference radionuclides, APC and activated impurities in the coolant, and to reduce the error of measurement results.
Из уровня техники известен способ по патенту US №4978506 (опубл. 18.12.1990), который предназначен для контроля продуктов коррозии, циркулирующих в первом или втором контуре ядерного реактора. В соответствии со способом выполняют отбор пробы теплоносителя, вводят пробу в контур рециркуляции и отделяют нерастворимые частицы от растворимых примесей. Затем выполняют суспендирование твердых частиц и их сбор в емкость для сбора частиц. Способ реализован с помощью системы, которая, в частности, включает емкость для изолирования представительной пробы теплоносителя на линии пробоотбора, насос для циркуляции изолированной пробы через мембранные фильтры концентрирования «нерастворимых» продуктов коррозии с возвратом отфильтрованного объема в емкость, клапаны переключения потоков теплоносителя из его изолированного объема через элементы системы, включающие ионообменные колонки для удаления «растворимых» продуктов коррозии. По мнению авторов решения, способ и система позволяют использовать более высокие скорости отбора проб, сводя к минимуму осаждение на линии пробоотбора продуктов коррозии, что приводит к повышению точности определения концентрации нерастворимых частиц. Кроме того, решение позволяет значительно уменьшить время, необходимое для получения достаточного количества твердых частиц для точного анализа.From the prior art, a method is known according to US patent No. 4978506 (publ. 12/18/1990), which is designed to control corrosion products circulating in the first or second circuit of a nuclear reactor. In accordance with the method, a coolant sample is taken, a sample is introduced into the recirculation loop and insoluble particles are separated from soluble impurities. The solid particles are then suspended and collected in a particle collection vessel. The method is implemented using a system that, in particular, includes a container for isolating a representative sample of the coolant on the sampling line, a pump for circulating an isolated sample through membrane filters for concentrating "insoluble" corrosion products with the return of the filtered volume to the container, valves for switching the coolant flows from its isolated volume through the elements of the system, including ion-exchange columns to remove "soluble" corrosion products. According to the authors of the solution, the method and system allow the use of higher sampling rates, minimizing the deposition of corrosion products on the sampling line, which leads to an increase in the accuracy of determining the concentration of insoluble particles. In addition, the solution significantly reduces the time required to obtain sufficient solids for accurate analysis.
Недостатками решения являются выделение активированных продуктов коррозии на нескольких счетных образцах, сложность проведения выделения с переключением клапанов и осуществлением циркуляции по разным контурам через различные фильтрующие элементы, отсутствие возможности дистанционной замены фильтрующих элементов.The disadvantages of this solution are the isolation of activated corrosion products on several counting samples, the complexity of the isolation with switching valves and circulation through different circuits through various filter elements, the inability to remotely replace the filter elements.
Известно решение [Комплексное решение проблем радиоэкологической безопасности объектов атомной энергетики, промышленности и флота. Под общей ред. Л.Н. Москвина - СПб.: Изд-во ВВМ, 2009. Стр. 22-23], в котором для выделения ПК и АПК непосредственно на пробоотборных линиях используют фильтр-накопитель, в состав которого входят мембранный микрофильтр и механический фильтр из пористого политетрафторэтилена.Known solution [Comprehensive solution to the problems of radioecological safety of nuclear power facilities, industry and fleet. Ed. L.N. Moskvin - SPb .: Publishing house of VVM, 2009. Pp. 22-23], in which a storage filter is used to isolate PC and APC directly on the sampling lines, which includes a membrane microfilter and a mechanical filter made of porous polytetrafluoroethylene.
После завершения фильтрации теплоносителя фильтр отсоединяют и транспортируют в лабораторию. Недостатками решения является то, что АПК выделяют на нескольких счетных образцах, что увеличивает время их измерения, отсутствует возможность дистанционной смены фильтра-накопителя или его фильтрующих элементов. Также установка фильтра непосредственно на пробоотборной линии требует значительной механической прочности фильтрующих элементов и не позволяет проводить контролируемое выделение АПК.After the filtration of the coolant is completed, the filter is disconnected and transported to the laboratory. The disadvantages of the solution are that the AIC is isolated on several counting samples, which increases the time of their measurement; there is no possibility of remote change of the storage filter or its filter elements. Also, the installation of a filter directly on the sampling line requires significant mechanical strength of the filter elements and does not allow controlled release of APC.
Наиболее близким к заявляемому способу из известных технических решений является способ комплексного экспрессного радиохимического анализа (ЭРА), основанный на разделении присутствующих в теплоносителе нуклидов на отдельные группы с соизмеримыми уровнями активности радионуклидов в составе каждой группы [Л.Н. Москвин и др. Химические проблемы атомной энергетики. Том 2. Радиохимический анализ и радиохимические технологии - СПб.: Изд-во ВВМ, 2013. Стр. 43-48].The closest to the claimed method of the known technical solutions is the method of complex express radiochemical analysis (ERA), based on the division of the nuclides present in the coolant into separate groups with comparable levels of radionuclide activity in each group [L.N. Moskvin et al. Chemical problems of atomic energy. Volume 2. Radiochemical analysis and radiochemical technologies - St. Petersburg: Publishing house of VVM, 2013. Pp. 43-48].
Разделение групп радионуклидов методом ЭРА достигают путем однократной фильтрации отобранной пробы теплоносителя определенного объема через колонку с набором блочных селективных сорбентов. Сорбенты имеют пористую матрицу и изготовлены из спеченного политетрафторэтилена. Селективность сорбентов по отношению к различным группам радионуклидов достигается введением в пористую матрицу на основе политетрафторэтилена органических экстрагентов и неорганических ионообменников. Пробу фильтруют сначала через механический фильтр, на котором концентрируют коллоидные и нерастворимые формы АПК, а именно, 51Cr, 54Mn, 59Fe, 58Со, 60Со, 95Zr и др., затем - через сорбент, импрегнированный триоктиламином (ТОА), селективный по отношению к радионуклидам йода. Предварительно, до проведения операции выделения радионуклидов на сорбентах, проводят корректировку состава пробы теплоносителя I контура ЯЭУ, для чего в пробу вводят сульфитно-ацетатный буферный раствор. Сорбенты после завершения разделения пробы по группам радионуклидов подвергают раздельным гамма-спектрометрическим измерениям. Достоинством данного способа является возможность проводить комплексное определение радионуклидов (АПК и ПД) в теплоносителе 1-ого контура ЯЭУ.The separation of groups of radionuclides by the ERA method is achieved by a single filtration of a selected sample of the coolant of a certain volume through a column with a set of block selective sorbents. Sorbents have a porous matrix and are made of sintered polytetrafluoroethylene. The selectivity of sorbents in relation to various groups of radionuclides is achieved by introducing organic extractants and inorganic ion exchangers into a porous matrix based on polytetrafluoroethylene. The sample is filtered first through a mechanical filter, on which colloidal and insoluble forms of APC are concentrated, namely, 51 Cr, 54 Mn, 59 Fe, 58 Co, 60 Co, 95 Zr, etc., then through a sorbent impregnated with trioctylamine (TOA) , selective with respect to iodine radionuclides. Preliminarily, before carrying out the operation of radionuclide isolation on sorbents, the composition of the coolant sample of the primary circuit of the nuclear power plant is adjusted, for which a sulfite-acetate buffer solution is introduced into the sample. After the separation of the sample into groups of radionuclides is completed, the sorbents are subjected to separate gamma spectrometric measurements. The advantage of this method is the ability to carry out a comprehensive determination of radionuclides (APC and PD) in the coolant of the 1st circuit of the nuclear power plant.
Данный способ является наиболее близким к заявляемому способу и принят авторами за прототип.This method is the closest to the claimed method and is adopted by the authors as a prototype.
К недостаткам прототипа можно отнести следующее.The disadvantages of the prototype include the following.
1. Многочисленные подготовительные работы, предшествующие гамма-спектрометрическому измерению образцов: операции отбора проб теплоносителя; подготовка пробы к разделению; селективное разделения радионуклидов на группы. В результате минимальное время определения активности радионуклидов от момента отборы пробы до получения результата гамма-спектрометрического измерения составляет 3-4 ч. Все описанные операции также сопровождаются контактом персонала с высокоактивной пробой, длительность которого составляет не менее 1-2 ч. и приводит к дополнительному облучению персонала;1. Numerous preparatory work preceding the gamma-spectrometric measurement of samples: operations of sampling the coolant; preparation of a sample for separation; selective separation of radionuclides into groups. As a result, the minimum time for determining the activity of radionuclides from the moment of sampling to obtaining the result of gamma-spectrometric measurement is 3-4 hours. All described operations are also accompanied by personnel contact with a highly active sample, the duration of which is at least 1-2 hours and leads to additional exposure staff;
2. Распределение активированных продуктов коррозии между несколькими счетными образцами: механическим фильтром, блочными сорбентами, импрегнированными катионообменными материалами, фильтратом - в зависимости от форм существования АПК после проведения корректировки состава пробы сульфитно-ацетатным буферным раствором. Для определения активности АПК необходимо провести измерение нескольких счетных образцов, что, во-первых, приводит к снижению оперативности анализа, во-вторых, затрудняет определение небольших количеств АПК, выделенных на отдельных образцах (в частности в фильтрате) на фоне активности других радионуклидов;2. Distribution of activated corrosion products between several counting samples: a mechanical filter, block sorbents impregnated with cation exchange materials, filtrate - depending on the forms of existence of AIC after adjusting the composition of the sample with a sulfite-acetate buffer solution. To determine the activity of APC, it is necessary to measure several counting samples, which, firstly, leads to a decrease in the efficiency of the analysis, and secondly, it complicates the determination of small amounts of APC isolated on individual samples (in particular in the filtrate) against the background of the activity of other radionuclides;
3. Временная задержка от момента отбора проб до проведения разделений в радиохимической лаборатории (РХЛ), что сказывается на достоверности результатов определения активности групп радионуклидов. Активированные продукты коррозии, находящиеся в теплоносителе преимущественно в «нерастворимой» форме, частично переходят из пробы на поверхности пробоотборной посуды и установки для разделения. Потери АПК в ходе определения по рассматриваемому методу достигают 20%.3. Time delay from the moment of sampling to separations in the radiochemical laboratory (RCL), which affects the reliability of the results of determining the activity of groups of radionuclides. Activated corrosion products, which are in the coolant mainly in an "insoluble" form, partially pass from the sample onto the surface of the sampling vessel and the separation unit. Losses of agro-industrial complex in the course of determination by the considered method reach 20%.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое техническое решение, является создание способа определения объемной активности радионуклидов продуктов деления и активированных продуктов коррозии в водном теплоносителе, позволяющего повысить коэффициент выделения АПК из проб теплоносителя, увеличить оперативность определения активности групп радионуклидов и, в первую очередь, радионуклидов-реперов, определяющих состояние АЗ, снизить их минимально измеряемую активность (МИА) с одновременным уменьшением времени контакта персонала с высокоактивной пробой.The task to be solved by the claimed technical solution is to create a method for determining the volumetric activity of radionuclides of fission products and activated corrosion products in a water coolant, which makes it possible to increase the coefficient of release of APC from coolant samples, to increase the efficiency of determining the activity of groups of radionuclides and, first of all, radionuclides. benchmarks that determine the state of the core, to reduce their minimum measurable activity (MIA) with a simultaneous decrease in the time of personnel contact with a highly active sample.
Для решения поставленной задачи и достижения указанных технических результатов в способе осуществляют ввод фиксированного объема пробы теплоносителя в измерительную емкость, контролируемое фазовое концентрирование группы изотопов на блочном сорбенте путем фильтрации пробы через сорбент на основе политетрафторэтилена с последующим гамма-спектрометрическим измерением активности нуклидов на сорбенте и в фильтрате, согласно заявляемому решению перед фильтрацией пробы проводят измерение исходного уровня излучения активированных продуктов коррозии, пробу дистанционно в циркуляционном режиме подвергают многократной фильтрации через блочный сорбент с возвратом фильтрата обратно в емкость, снижая, тем самым, фоновую активность пробы и, как следствие, минимально измеряемую активность радионуклидов реперных продуктов деления. В процессе фильтрации концентрацию активированных продуктов коррозии из пробы контролируют путем измерения через определенный отрезок времени остаточной активности указанных продуктов в фильтрате после их выделения на сорбенте, а фильтрацию заканчивают при условии выделения не менее 98% радионуклидов активированных продуктов коррозии, при этом в качестве блочного сорбента используют сорбент, модифицированный сурьмяной кристаллической кислотой.To solve the problem and achieve the specified technical results in the method, a fixed volume of the coolant sample is introduced into the measuring vessel, controlled phase concentration of a group of isotopes on a block sorbent by filtering the sample through a sorbent based on polytetrafluoroethylene, followed by gamma-spectrometric measurement of the activity of nuclides on the sorbent and in the filtrate , according to the claimed solution, before filtering the sample, the initial level of radiation of the activated corrosion products is measured, the sample is remotely in circulation mode subjected to repeated filtration through the block sorbent with the return of the filtrate back to the container, thereby reducing the background activity of the sample and, as a consequence, the minimum measurable activity radionuclides reference fission products. In the process of filtration, the concentration of activated corrosion products from the sample is controlled by measuring after a certain period of time the residual activity of these products in the filtrate after their separation on the sorbent, and filtration is completed provided that at least 98% of the radionuclides of the activated corrosion products are released, while the block sorbent is used sorbent modified with crystalline antimony acid.
Экспериментально установлено, что в качестве селективного блочного сорбента наиболее эффективно использование сорбента на основе политетрафторэтилена, модифицированного сурьмяной кристаллической кислотой (СКК). Причем, в отличие от прототипа, используют один счетный образец - сорбент на основе политетрафторэтилена, модифицированный СКК, на котором выделяют все формы существования АПК: взвешенные, ионные и коллоидные.It has been experimentally established that, as a selective block sorbent, the most effective is the use of a sorbent based on polytetrafluoroethylene modified with crystalline antimony acid (SCA). Moreover, in contrast to the prototype, one counting sample is used - a sorbent based on polytetrafluoroethylene, modified by SCC, on which all forms of AIC existence are distinguished: suspended, ionic and colloidal.
Достигаемый технический результат выражается в значительном снижении фоновой нагрузки на измерительный тракт, обусловленной присутствием в теплоносителе АПК, что позволяет уменьшить МИА радионуклидов-реперов. При этом параллельно происходит дистанционное выделение и концентрирование активированных продуктов коррозии из теплоносителя на твердом носителе - селективном сорбенте, что исключает стадии отбора проб, их транспортировки и разделения в РХЛ и обеспечивает:The achieved technical result is expressed in a significant decrease in the background load on the measuring path, due to the presence of AIC in the coolant, which makes it possible to reduce the MIA of radionuclides-reference points. In this case, in parallel, there is a remote separation and concentration of activated corrosion products from the coolant on a solid carrier - a selective sorbent, which excludes the stages of sampling, their transportation and separation in the RCL and provides:
- повышение коэффициента выделения АПК из пробы теплоносителя,- an increase in the coefficient of release of AIC from a coolant sample,
- снижение времени контакта персонала с высокоактивной пробой.- reducing the time of personnel contact with a highly active sample.
Способ может быть реализован с помощью устройства, подключаемого на байпасе к измерительной емкости с теплоносителем и включающего циркуляционный насос, запорную арматуру, трубопроводы и фильтр с блочным сорбентом, селективно извлекающим из пробы теплоносителя все формы активированных продуктов коррозии. Управление устройством и замена фильтрующего элемента осуществляется полностью дистанционно с рабочего места, защищенного от действия радиации. На фигуре представлена схема устройства, где позициями обозначены:The method can be implemented using a device connected on a bypass to a measuring tank with a coolant and including a circulation pump, shut-off valves, pipelines and a filter with a block sorbent that selectively extracts all forms of activated corrosion products from the coolant sample. The device is controlled and the filter element is replaced completely remotely from a workplace protected from radiation. The figure shows a diagram of the device, where the positions indicate:
1 - клапан подачи проб;1 - sample supply valve;
2 - линия отбора проб;2 - sampling line;
3 - измерительная емкость;3 - measuring capacity;
4 - измерительный контур;4 - measuring circuit;
5 - линия удаления газа;5 - gas removal line;
6 - клапан удаления газа;6 - gas removal valve;
7 - клапан циркуляции пробы;7 - sample circulation valve;
8 - гамма-спектрометрический комплекс (ГСК);8 - gamma-spectrometric complex (GSK);
9 - стена радиационно-защитной камеры;9 - wall of the radiation protection chamber;
10 - проходка в стене радиационно-защитной камеры;10 - penetration in the wall of the radiation-shielding chamber;
11 - циркуляционный насос;11 - circulation pump;
12 - фильтр с сорбентом, импрегнированным СКК;12 - filter with sorbent impregnated with SCC;
13 - расходомер;13 - flow meter;
14 - клапан слива проб;14 - sample drain valve;
15 - дренажный трубопровод.15 - drainage pipeline.
Заявляемый способ определения объемной активности радионуклидов активированных продуктов коррозии и продуктов деления в водном теплоносителе первого контура ЯЭУ осуществляется следующим образом.The inventive method for determining the volumetric activity of radionuclides of activated corrosion products and fission products in the water coolant of the primary circuit of a nuclear power plant is carried out as follows.
После дистанционного открытия клапана 1 проба теплоносителя из линии отбора проб 2 поступает в измерительную металлическую емкость 3 и измерительный контур 4.After the remote opening of valve 1, the sample of the coolant from the sampling line 2 enters the measuring
При этом удаление газо-воздушной смеси, находившейся в измерительной емкости 3 и измерительном контуре 4 до подачи пробы, а также дегазация пробы осуществляется через линию удаления газа 5 при открытом клапане 6. Исключение циркуляции пробы через фильтр 12 при заполнении измерительной емкости 3 и измерительного контура 4 обеспечивает закрытый клапан 7. После заполнения емкости 3 и контура 4 клапаны 1 и 6 закрывают. Проводят измерение гамма-излучения пробы в измерительной емкости 3 с помощью гамма - спектрометрического комплекса ГСК 8.In this case, the removal of the gas-air mixture that was in the measuring
ГСК 8 находится за стеной радиационно-защитной камеры 9. Гамма-излучение от пробы, находящейся в измерительной емкости 3, поступает на ГСК 8 через проходку 10 в стене. Управление работой ГСК 8 осуществляется оператором с удаленного рабочего места, защищенного от действия радиации. Время измерения определяется удельной активностью радионуклидов-реперов. После измерения гамма-спектра дистанционно открывают клапан 7 и включают насос 11, который обеспечивает циркуляцию пробы через фильтр 12 с сорбентом, импрегнированным СКК. Время фильтрации составляет 10-30 минут при расходе пробы через фильтр 100-200 мл/мин. Расход при фильтрации измеряют с помощью расходомера 13. После завершения фильтрации пробы с помощью ГСК 8 проводят повторное измерение пробы, находящейся в измерительной емкости 3. В отфильтрованной пробе определяют активность радионуклидов йода после снижения их МИА и остаточную активность АПК. Если достигнута эффективность выделения АПК равная 98% клапан 14 открывают и сливают пробу в дренажный трубопровод 15. Если заявленная эффективность выделения АПК не достигнута, операцию фильтрации повторяют. После окончательного завершения фильтрации и слива пробы сорбент дистанционно извлекают из фильтра 12 и передают на измерение. В фильтр 12 дистанционно устанавливают новый сорбент.GSK 8 is located behind the wall of the radiation-shielding chamber 9. Gamma radiation from the sample, which is in the
Пример осуществления способаAn example of the implementation of the method
Пробу теплоносителя первого контура со значением водородного показателя среды рН=10, и суммарной активностью АПК 1,3⋅107 Бк/кг объемом 0,4 л подают в измерительную емкость и измерительный контур. Уровень активности пробы измеряют с помощью ГСК. Затем подключают насос и с расходом пробы через сорбент 180 мл/мин осуществляют фильтрацию в течение 25 мин. Контакт персонала с высокоактивным образцом происходит только в ходе транспортировки сорбента СКК от места отбора до лаборатории. В таблице представлено сравнение характеристик, полученных в соответствии с заявляемым способом, и характеристик по способу-прототипу:A sample of the primary coolant with the pH value of the medium pH = 10 and the total activity of the APC 1.3⋅10 7 Bq / kg with a volume of 0.4 l is fed into the measuring tank and the measuring circuit. The activity level of the sample is measured using a HSC. Then the pump is connected and with a sample flow rate through the sorbent of 180 ml / min, filtration is carried out for 25 min. Personnel contact with a highly active sample occurs only during the transportation of the SCC sorbent from the sampling site to the laboratory. The table shows a comparison of the characteristics obtained in accordance with the inventive method, and the characteristics of the prototype method:
- отношение МИА радионуклидов 131I и 135I до и после фильтрации пробы,- the ratio of MIA of radionuclides 131 I and 135 I before and after filtration of the sample,
- эффективность выделения АПК на одном счетном образце, модифицированном СКК, и на наборе блочных сорбентов,- the efficiency of APC isolation on one counting sample modified with SCC and on a set of block sorbents,
- минимальное время определения активности радионуклидов и радионуклидов йода от отбора пробы до завершения измерений контакта персонала с высокоактивным образцом,- the minimum time for determining the activity of radionuclides and iodine radionuclides from sampling to completion of measurements of personnel contact with a highly active sample,
- время контакта персонала с высокоактивным образцом.- time of personnel contact with a highly active sample.
Таким образом, заявляемый способ при использовании только одного счетного образца - сорбента на основе политетрафторэтилена, модифицированного сурьмяной кристаллической кислотой, путем выполнения фильтрации пробы в циркуляционном режиме, позволяет по сравнению с прототипом значительно понизить МИА реперных радионуклидов (в 6-7 раз) и повысить точность определения АПК, эффективность выделения АПК достигает 98%. По сравнению с прототипом время определения активности радионуклидов от момента отборы пробы до получения результата гамма-спектрометрического измерения снижено в 2 раза, а время контакта персонала с высокоактивным образцом - в 3-6 раз.Thus, the claimed method, when using only one counting sample - a sorbent based on polytetrafluoroethylene modified with crystalline antimony acid, by performing filtration of the sample in a circulating mode, makes it possible, in comparison with the prototype, to significantly reduce the MIA of reference radionuclides (by 6-7 times) and increase the accuracy determination of agro-industrial complex, the efficiency of allocation of agro-industrial complex reaches 98%. In comparison with the prototype, the time for determining the activity of radionuclides from the moment of sampling to obtaining the result of gamma-spectrometric measurement is reduced by 2 times, and the time of personnel contact with a highly active sample is 3-6 times.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020133696A RU2753380C1 (en) | 2020-10-13 | 2020-10-13 | Method for determining volumetric activity of radionuclides fission products and activated corrosion products in aqueous coolant of first circuit of nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020133696A RU2753380C1 (en) | 2020-10-13 | 2020-10-13 | Method for determining volumetric activity of radionuclides fission products and activated corrosion products in aqueous coolant of first circuit of nuclear power plant |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2753380C1 true RU2753380C1 (en) | 2021-08-13 |
Family
ID=77349366
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2020133696A RU2753380C1 (en) | 2020-10-13 | 2020-10-13 | Method for determining volumetric activity of radionuclides fission products and activated corrosion products in aqueous coolant of first circuit of nuclear power plant |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2753380C1 (en) |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4978506A (en) * | 1988-05-18 | 1990-12-18 | Westinghouse Electric Corp. | Corrosion product monitoring method and system |
RU2672473C1 (en) * | 2017-10-17 | 2018-11-15 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method for determination of radionuclide content in solutions and device for its implementation (options) |
RU2722203C1 (en) * | 2019-07-15 | 2020-05-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" | Method of controlling content of radionuclides in radioactive wastes |
-
2020
- 2020-10-13 RU RU2020133696A patent/RU2753380C1/en active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4978506A (en) * | 1988-05-18 | 1990-12-18 | Westinghouse Electric Corp. | Corrosion product monitoring method and system |
RU2672473C1 (en) * | 2017-10-17 | 2018-11-15 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method for determination of radionuclide content in solutions and device for its implementation (options) |
RU2722203C1 (en) * | 2019-07-15 | 2020-05-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" | Method of controlling content of radionuclides in radioactive wastes |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Л.Н. Москвин и др. Химические проблемы атомной энергетики. Том 2. Радиохимический анализ и радиохимические технологии - СПб.: Изд-во ВВМ, 2013. Стр. 43-48. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Castrillejo et al. | Reassessment of 90Sr, 137Cs, and 134Cs in the coast off Japan derived from the Fukushima Dai-ichi nuclear accident | |
Alberts et al. | Seasonal cycling of cesium-137 in a reservoir | |
Mitchell et al. | Recent observations on the physico-chemical speciation of plutonium in the Irish Sea and the western Mediterranean | |
Alberts et al. | Concentrations of plutonium-239 and-240, cesium-137 and strontium-90 in the waters of the Laurentian Great Lakes. Comparison of 1973 and 1976 values | |
RU2753380C1 (en) | Method for determining volumetric activity of radionuclides fission products and activated corrosion products in aqueous coolant of first circuit of nuclear power plant | |
Ollila | Dissolution of unirradiated UO 2 and UO 2 doped with 233 U in low-and high-ionic-strength NaCl under anoxic and reducing conditions | |
Xia et al. | Complexation of plutonium (IV) with sulfate at variable temperatures | |
Robertson et al. | Radioisotope ratios in characterizing the movement of different physical and chemical species through natural soils | |
Simpson et al. | Field Experiment Determinations of Distribution Coefficients of Actinide Elements in Alkaline Lake Environments. | |
Nabakhtiani et al. | IAEA-Assisted Treatment of Liquid Radioactive Waste at the Saakadze Site in Georgia. Processes 2021, 9, 1679 | |
JP3202397B2 (en) | Separation method of iodine and fluorine in reactor coolant. | |
Epimakhov et al. | Complex radiochemical analysis of natural waters and nuclear power plant wastewaters. Specific features of the method for radiochemical determination of 90Sr | |
Vasyanovich et al. | Analysis of ultra-low radionuclide concentrations in water samples with baromembrane method | |
Coates et al. | Evaluation of a rapid technique for measuring actinide oxidation states in a ground water simulant | |
Rajec et al. | Determination of radionuclides in environmentals samples | |
Voronina et al. | TRITIUM ACTIVITY ON-LINE MONITORING IN THE PIK REACTOR WATER COOLANTS BY USING FLOW-THROUGH RADIOMETER WILMA | |
Perkins et al. | NUCLEAR TECHNIQUES FOR TRACE ELEMENT AND RADIONUCLIDE MEASUREMENTS IN NATURAL WATERS. | |
Bishop | Anion exchange method for the determination of plutonium in water: Single-laboratory evaluation and interlaboratory collaborative study | |
Dymecka et al. | Radioecology and environmental radioactivity | |
Epimakhov et al. | Method for fast separation of iodine isotopes on silver-containing membranes | |
Peters et al. | Testing and Startup of the Savannah River Site Integrated Salt Disposition Process-9193 | |
Vakulovsky et al. | Migration of radioactive contaminants discharged into the Yenisei river by the Krasnoyarsk mining and chemical complex | |
Hofstetter et al. | Continuous tritium effluent water monitor at the Savannah River Site | |
Epimakhov et al. | Further development of express chromatographic radiochemical analysis as applied to process and radioecological monitoring in nuclear power engineering. | |
Ali et al. | Experimental Study of Aqueous Chemical Trisodium Phosphate-Buffered Environment Under Post-LOCA Conditions With Head Loss Measurements |