Разработка радиометрических систем и методов полевых и дистанционных измерений радиоактивного загрязнения
Скачать 0.62 Mb.
|
| Глава III. Спектрометрические методы определения радиационных характеристик счетных образцов и объектов контроля в лабораторных и полевых условиях Метод Монте-Карло в последнее время стал тем дополнительным инструментом, который позволяет расширить возможности применения спектрометрических систем по определению радиационных характеристик счетных образцов, оценке загрязнения радионуклидами объектов радиационного контроля. Метод Монте-Карло оказывается весьма полезным при разработке методик выполнения измерений с использованием спектрометрического оборудования, определении метрологических параметров и т.д. Некоторые из таких методик измерений предполагают наличие определенной информации, получить которую можно только расчетным путем. Существуют даже простые задачи спектрометрии, в которых применение метода Монте-Карло может оказаться полезным. Например, чувствительность детекторов спектрометрических систем можно определялась расчетным путем. Однако даже в этих простых задачах существуют нюансы, которые нужно учитывать при использовании метода Монте-Карло. Например, эффект суммирования каскадных гамма-квантов, который в ряде случаев может заметно повлиять на величину рассчитываемых параметров. Раздел 3.1 посвящен описанию способа учета эффекта суммирования каскадных гамма–квантов в расчетах калибровочных констант для спектрометрических систем высокого разрешения. При выполнении работ по ликвидации ВХРАО, выводе из эксплуатации ядерных реакторов в НТК «Реабилитация» РНЦ «Курчатовский институт» применялась мобильная спектрометрическая система ISO-CART с коаксиальным ОЧГ детектором серии GEM (ORTEC), в основном предназначенная для измерения активности контейнеров, бочек с радиоактивными отходами. Однако для этой системы не были предусмотрены измерения в геометрии сосуда Маринелли и аэрозольных фильтров. Разработчиками таких систем предполагалось, что подобные измерения должны проводиться в лабораторных условиях с использованием стационарного оборудования и соответствующего программного обеспечения. Система ISO-CART является очень дорогостоящей, поэтому возникло желание расширить ее возможности и использовать для измерения активности счетных образцов в сосуде Маринелли и в аэрозольных фильтрах. Если в сосуде Маринелли (или в геометрии аэрозольных фильтров) осуществляются измерения активности радионуклидов, ядра которых испускают каскадные гамма-кванты, то имеет место геометрический эффект, приводящий к снижению скорости счета в пиках полного поглощения аппаратурного спектра. Ядра таких радионуклидов испускают каскадные гамма-кванты с интервалом порядка 1пс, поэтому при близком расположении радионуклидов (источника излучения) к детектору велика вероятность регистрации нескольких квантов, но в силу невозможности временного разрешения детектором этих событий это приводит к наложению импульсов сигнала. Этот эффект чисто геометрический и не связан с активностью источника, когда вероятность одновременной регистрации импульсов пропорциональна квадрату скорости счета на выходе спектрометрического тракта. Такие совпадения приведут к уменьшению скоростей счета в каналах, соответствующих линиям полного поглощения. В этом разделе показан способ учета таких событий при расчете аппаратурных спектров полупроводниковых германиевых детекторов методом Монте-Карло. Показано, что если не учитывать эффект суммирования каскадных гамма-квантов, то это может привести к занижению значений рассчитанных калибровочных коэффициентов на 15 и более процентов. Раздел 3.2 посвящен описанию способа и его реализации при определении заглубления радионуклидов 137Cs и 60Со в бетоне с помощью спектрометрических систем высокого разрешения. После извлечения твердых радиоактивных отходов в помещениях (хранилищах) с бетонными стенами и покрытиями часто возникает необходимость удаления верхнего слоя бетона, содержащего радионуклиды, поэтому необходимо иметь предварительную информацию о толщине слоя, который нужно удалять. Если для анализа содержания радионуклидов в этой ситуации использовать метод пробоотбора, то для его реализации нужно применять дополнительное специальное оборудование, что делает такой анализ достаточно трудоемким и дорогостоящим.
При разработке и реализации методики измерений использовалась спектрометрическая система серии GEM (ORTEC) с коаксиальным ОЧГ детектором размером Ø69,8х53,9мм и 40% эффективностью по линии 1,33МэВ, а также совместно с сотрудниками Комиссариата по Атомной Энергии (CEA) (Маркуль, Франция), спектрометр «Канберра» с ОЧГ детектором размером Ø57х60мм. Детекторный блок этих систем имел свинцовую защиту цилиндрической формы с толщиной стенок 50мм. На рис. 17 показан внешний вид этой системы измерения. Для разработки методики определения характеристик загрязнения бетона радионуклидами была разработана программа расчета аппаратурных спектров полупроводниковых детекторов, основанная на моделировании процесса переноса гамма-излучения методом Монте-Карло в условиях реальной геометрии измерения (см. рис. 17). В этом разделе приведено обоснование методики измерения, указаны способы учета излучения ЕРН, дана информация по оценке точности определения измеряемых величин. Первые измерения загрязнения бетона спектрометрической системой «Канберра» были проведены в Бренилизе (EDF Brennilis, France). Полученные значения поверхностной активности сопоставлялись с данными мощности дозы, определенными в точках измерения, что явилось только косвенным подтверждением оценки измеряемой величины. Однако для корректной оценки данных по активности и тем более по заглублению необходимы радиометрические измерения кернов образцов бетона, извлекаемых в процессе бурения скважин в точках измерения. Проведение этих работ планируется на ближайшее время. Раздел 3.3 посвящен разработке и описанию спектрометрических способов оценки характеристик отработавшего ядерного топлива. Спектрометрический способ оценки характеристик облученного ядерного топлива относится к методам неразрушающего анализа. Часто это обстоятельство является важным и определяющим, т.к. ОЯТ представляет собой, как правило, высокоактивный материал, обращение с которым порой не позволяет проводить какие-либо операции по оценке его характеристик разрушающим способом. Основой такого спектрометрического способа является измерение аппаратурного спектра излучения как материалов самого ядерного топлива, так и продуктов деления. Однако получение аппаратурного спектра является необходимым, но не достаточным условием для определения характеристик топлива. Как правило, в этих случаях нужна дополнительная информация, позволяющая по результатам спектрометрических измерений получать количественную оценку основных характеристик облученного топлива. Такая дополнительная информация (значения различных калибровочных констант, необходимых зависимостей и т.п.) может быть получена расчетным путем с использованием метода Монте-Карло для условий реальной геометрии эксперимента (спектрометрического измерения). Метод Монте-Карло порой является единственным способом получения дополнительной информации, т.к. создание эквивалентного калибровочного источника либо не представляется возможным, либо не является универсальным в силу постоянно изменяющейся геометрии измерения (изменение формы, размера, структуры источника излучения). Поэтому использование метода Монте-Карло позволяет существенно расширить возможности спектрометрического способа оценки характеристик ОЯТ. В этом разделе, на примере решения ряда конкретных задач, показаны возможности такого подхода определения характеристик ОЯТ. Типичными задачами такого рода являются задачи оценки глубины выгорания топлива, времени выдержки, величины обогащения и ряд других. Решение этих и подобных задач в значительной степени зависит от априорной информации, которая является важной составляющей в общей методологии спектрометрического способа определения характеристик ОЯТ. Поэтому то или иное методическое решение определяется наличием априорной информации конкретно решаемой задачи.
Наиболее важной оказалась задача по идентификации типов твэлов отработавшего ядерного топлива. При подготовке к вывозу на переработку отработавшего ядерного топлива с территории комплекса исследовательских реакторов и критических стендов РНЦ «Курчатовский институт» возникла необходимость идентификации отработавших тепловыделяющих сборок (ТВС) исследовательских реакторов ВВР-2 и ОР. При эксплуатации этих реакторов использовались ТВС с твэлами двух типов С-36 и ЭК-10, которые находились в бассейне выдержки более 25 лет. По внешнему виду отработавших ТВС и твэлов определить тип твэлов в конкретной сборке не представлялось возможным, т.к. ТВС и твэлы не имели никакой маркировки. В то же время требования отраслевого стандарта исключали возможность смешанной загрузки отработавших ТВС с твэлами разного типа в одну транспортную упаковку. По этой причине для идентификации ТВС по типу твэлов были разработаны две методики идентификации твэлов. Одна из методик основана на разнице веса твэлов, однако процедура взвешивания не всегда реализуема, так как из некоторых отработавших ТВС твэлы не извлекаются. Это может быть связано как с разбуханием алюминиевой оболочки твэлов при их облучении, так и с длительностью их хранения. Кроме того, из-за конструктивных особенностей ТВС их алюминиевые каркасы не всегда имеют одинаковый вес, поэтому процедура взвешивания сборки может не дать достоверного результата. Вторая методика основана на анализе спектральных характеристик облученного топлива твэлов и относится к методам неразрушающего анализа. Применение такой методики целесообразно, поскольку отработавшее ядерное топливо является высокоактивным материалом, т.к. активность некоторых отработавших ТВС превышает 2,6х1012 Бк (~70 Ки) по 137Сs. Разработанная методика предполагает спектрометрические измерения на аппаратуре высокого разрешения и последующий анализ характеристического излучения облученного топлива и продуктов деления. Типичный аппаратурный спектр излучения ТВС показан на рис. 18. Возбуждение линий характеристического излучения облученного топлива происходит за счет процесса фотопоглощения атомами урана собственного излучения продуктов деления – 137Cs. Собственное излучение 137Cs при спектрометрических измерениях облученного топлива можно легко контролировать по скорости счета в пике полного поглощения с энергией 661,6 кэВ так же, как и характеристическое излучение урана. Отношение скоростей счета в пиках полного поглощения 137Cs и характеристического излучения урана не будет зависеть от интенсивности излучения продуктов деления, а будет определяться только количеством урана в образце, а значит, его глубиной выгорания  и типом твэла. Для каждого типа твэла это отношение определяется своей идентификационной функцией:  , где  и  – скорости счета в пиках характеристического излучения К-слоя атомов урана и собственного излучения 137Cs твэла i-го типа. Типичные результаты идентификации типа твэлов показаны на рис.19, где приведены рассчитанные соответствующие идентификационные функции и экспериментальные данные, полученные по результатам спектрометрических измерений твэлов и сборок. Поскольку ТВС содержит несколько твэлов, характеристическое излучение урана возбуждается не только собственным излучением 137Cs измеряемого твэла, но и излучением соседних твэлов. В работе дана оценка влияния излучения соседних твэлов сборки и указан способ его учета.Глава IV. Приборы и методы определения характеристик загрязнения бета - излучающими радионуклидами В процессе выполнения работ по ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов, расположенных на территории РНЦ «Курчатовский институт», помимо основных долгоживущих -излучающих радионуклидов 60Со и 137Cs, содержались радионуклиды 90Sr, которые вместе с дочерними радионуклидами 90Y являются чистыми -излучателями. 90Sr занимает особое место из-за своей высокой подвижности в водной и почвенных средах. Являясь химическим аналогом стабильного кальция, 90Sr может через пищевые цепочки попадать и накапливаться в костных тканях (90Sr – остеотропный радионуклид), что делает его достаточно опасным с радиологической точки зрения. Это обстоятельство потребовало проведения постоянного контроля над содержанием 90Sr в почве, воде и аэрозольных фильтрах. Традиционным способом определения 90Sr в этих ситуациях является радиохимический анализ, использующий методы выделения и концентрирования радионуклидов с последующим измерением их активности. Этот подход определения активности 90Sr является достаточно трудоемким, долговременным и дорогостоящим. Альтернативой методам радиохимии могут служить радиометрические способы определения содержания 90Sr. Недостатком радиометрического метода, как правило, является их низкая чувствительность по сравнению с методами радиохимии. Однако радиометрические способы измерения являются оперативными, дешевыми, что делает их вполне конкурентно способными, если измеряемые уровни активности 90Sr выше предела их чувствительности. В разделе 4.1 описан спектрометрический способ определения активности 90Sr, позволяющий проводить измерения в полевых и лабораторных условиях. При разработке такого прибора важным является не только методическое обеспечение, но и особенности конструкции детектора, в регистрирующей части которого используется пластиковый сцинтиллятор с толщиной, которая выбиралась оптимальной для условий полевых измерений. Такой сцинтиллятор, из-за низкой плотности вещества (~1 г/см3 ) и атомного номера материала, имел низкую эффективность регистрации фонового -излучения техногенных и естественных радионуклидов. Внешний вид прибора показан на рис. 20. Проблема определения удельной активности 90Sr и его равновесного дочернего радионуклида 90Y по результатам -спектрометрических измерений заключается в выделении полезного сигнала, обусловленного регистрацией -частиц 90Y, на фоне сигнала детектора, связанного с регистрацией - и -излучений ЕРН и техногенных радионуклидов. Основной задачей разрабатываемой методики являлось определение способа выделения полезного сигнала, что обычно связано с нахождением оптимальных границ рабочих энергетических интервалов в измеряемом спектре и оценкой фоновой составляющей сигнала. Для решения этой задачи была создана математическая модель детектора, позволяющая рассчитывать аппаратурные - и -спектры излучения техногенных и естественных радионуклидов. Такая модель детектора основана на монте-карловском моделировании процессов переноса и взаимодействий - и -частиц в почве и чувствительном объеме детектора.
Энергетическая разметка шкалы спектрометра осуществлялась с помощью -излучения источника 22Na. Из-за отсутствия процесса фотопоглощения в пластиковом сцинтилляторе аппаратурный спектр не содержал пиков линий 511 и 1275кэВ, а имел только комптоновские части спектра, соответствующие этим линиям, с положением на энергетической шкале их краев с энергиями 341 и 1062кэВ, которые были размыты, и их положение определялось по точкам перегиба после процедуры сглаживания и дифференцирования спектра программным способом. Калибровка детектора проводилась с помощью раствора 90Sr в воде с известной удельной активностью. Величина минимальной измеряемой активности (МИА) стронция предложенным методом составляет не менее 60Бк/кг в отсутствии других техногенных радионуклидов и ~75 Бк/кг при наличии в почве только радионуклидов 137Cs с удельной активностью до 100кБк/кг. Присутствие радионуклидов 60Со большой активности в почве (что является редким, но возможным событием) приводит к изменению значения МИА примерно в 2 раза и составляет ~160Бк/кг. Для случая измерения в лабораторных условиях общей активности тонких проб (при отсутствии самопоглощения в ней -частиц) значение МИА составляет величину не менее 0,5 Бк. При измерениях образцов грунта, бетонных конструкций для исключения влияния гамма-излучения техногенных радионуклидов и ЕРН предполагается проведение двух измерений – основного и дополнительного (с тонким алюминиевым фильтром, задерживающим бета-частицы). Для оценки вклада бета-излучения ЕНР в основной спектр используется корреляционная зависимость гамма-излучения ЕРН дополнительного спектра. В разделе 4.2 приведены примеры использования прибора при измерениях активности 90Sr в лабораторных и полевых условиях.
Измерения по предложенной методике в полевых условиях проводились в хранилище №6 (ВХРАО, РНЦ «Курчатовский институт») после извлечения из него твердых радиоактивных отходов. Зона обследования представляла собой часть днища хранилища, которая имела грунтовую основу без бетонного покрытия. Ее размер составлял ~4х10м. В полевых условиях проводились измерения удельной активности почвы пойменных участков реки Течи. В точках измерений (расположенных на ландшафтных профилях) создавались скважины, из которых извлекался почвенный керн. Измеренные активности слоев керна давали информацию о распределении стронция по глубине почвы. На рис. 22 приведены данные о распределении удельной активности 90Sr по глубине в одной из ландшафтных точек в районе Метлино (санитарно-защитная зона ПО «Маяк»). На начальной стадии отработки технологии по переработке гекса- и тетрафторида урана на Кирово-Чепецком химическом комбинате (КЧХК) часть технологического оборудования и его территории были загрязнены мелкодисперсной фракцией неравновесного 238U.
В 2007-2008 гг. были проведены обследования радиоактивно загрязненных объектов и территории КЧХК. Неравновесный 238U в течение трех, четырех месяцев приходит в равновесие только с дочерними продуктами распада 234Th и 234mPa. Последний из них 234mPa по своим характеристикам, как - излучатель, практически полностью идентичен 90Y, который находится в равновесии со 90Sr. Поэтому радиометрический способ измерения по спектру излучения - частиц 234mPa не будет отличаться от измерений характеристик загрязнения 90Sr. Подтверждением этому являются аппаратурные спектры излучения 90Sr(90Y) и эталонного поверхностного источника 238U(234mPa) (К101), представленные на рис. 23. | ||||||||||||||||
), ЭК-10 (Δ).
Похожие:
 | Пояснительная записка на курсовой проект по дисциплине «Разработка... Целью данной работы является разработка программы для автоматизации проектирования систем молниезащиты на базе сапр компас 3D, с... |  | Руководство по методам полевых и лабораторных исследований снежного... Руководство по методам полевых и лабораторных исследований снежного покрова для изучения Закономерностей длительного загрязнения... |
| Методическая разработка Цель освоения дисциплины «Теория измерений в социологии» формирование у студентов навыков практического использования наиболее эффективных... | | Программа bde administrator 28 Обязательной является разработка вопросов системного анализа объектов проектирования, оптимизации и выбора наилучших вариантов решений,... |
| Разработка урока с использованием новых педагогических технологий... Игра «Кто хочет стать миллионером» по информатике с использованием системы Learningapps org», 7 класс | | Программа по формированию навыков безопасного поведения на дорогах... Основные типы радиоактивного распада. Закон радиоактивного распада. Период полураспада. Последовательный радиоактивный распад |
| Разработка моделей и Методов мониторинга сервис-ориентированных информационных систем Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования | | Разработка и исследование моделей устойчивых систем инерциальной навигации Работа выполнена в лаборатории прецизионных оптических методов Института автоматики и процессов управления дво ран |
| Разработка методов контроля систем электрохимической защиты магистральных... Использование интерактивной доски Smart Board и программного обеспечения Notebook | | Методические рекомендации по изучению дисциплины «теория измерений... Цель освоения дисциплины «Теория измерений в социологии» формирование у студентов навыков практического использования наиболее эффективных... |
| Реферат на тему: Шумы приемно-усилительных устройств на полевых транзисторах Вследствие этого коэффициент шума полевых транзисторов может иметь очень малую величину, менее | | Отчет о научно-исследовательской работе разработка методов макроэкономической... «Разработка методов макроэкономической оценки расходов федерального бюджета», шифр темы 0111-03-09 |
| Программа дисциплины сд. 03. Разработка Интернет-приложений Рекомендуется... Целью дисциплины является изучение основных понятий и методов теории информации и кодирования, используемых при описании, проектировании... | | Материалы для самостоятельной работы по дисциплине Введение Правовые основы обеспечения единства измерений. Основные положения закона РФ об обеспечении единства измерений. Государственная... |
| Материалы для самостоятельной работы по дисциплине Введение Правовые основы обеспечения единства измерений. Основные положения закона РФ об обеспечении единства измерений. Государственная... | | Разработка методов информационной защиты в экономических информационных... Динамическая эквивалентность как способ преодоления различий в национальных картинах мира |
