Реферат: Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов

ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ КОМПЛЕКСОВ ДЛЯ КОНТРОЛЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА СИБИРСКОМ ХИМИЧЕСКОМ КОМБИНАТЕ


Комаров Е.А., Изместьев К.М., Сеелев И.Н.

ФГУП «Сибирский химический комбинат», г. Северск


Введение


Для предприятий атомной отрасли с появлением современных федеральных норм и правил в области использования атомной энергии (НП-020-2000, НП-055-2005, НП-058-2004, НП-002-2004) повышение безопасности процессов обращения с радиоактивными отходами (РАО) является одним из приоритетных направлений деятельности. Ключевым моментом в решении задачи, направленной на повышение безопасности, является разработка и внедрение современных методов радиационного контроля, позволяющих на всех этапах обращения с отходами определять их основные характеристики (активность и радионуклидный состав).

Сибирским химическим комбинатом совместно с группой предприятий «Грин Стар» (г. Москва) разработаны и внедрены современные спектрометрические комплексы, включающие соответствующее методическое и метрологическое обеспечение, для контроля активности и нуклидного состава газообразных радиоактивных отходов (инертные радиоактивные газы (ИРГ), радиоактивные аэрозоли и йод) и твердых радиоактивных отходов (низкоактивных, средне- и высокоактивных).

В настоящей работе представлена информация по опыту применения спектрометрических комплексов для контроля РАО на Сибирском химическом комбинате.


^ Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов


Комплекс позволяет в кратчайший срок и с высоким разрешением зафиксировать, рассчитать и проанализировать уровень активности всех радионуклидов из состава ИРГ (41Ar, изотопы Xe и Kr) в газоаэрозольных выбросах предприятия.

Гамма-спектрометрический комплекс включает в себя процессор импульсных сигналов SBS, полупроводниковый германиевый детектор гамма-излучения и программное обеспечение.

Метод заключается в непрерывном представительном отборе газоаэрозольной пробы из вентиляционной трубы и квазинепрерывной регистрации гамма-спектрометрическим комплексом нуклидного состава и количества выбросов ИРГ. Измерения активности и нуклидного состава инертных радиоактивных газов проводятся в геометрии сосуда Маринелли (охватывающая геометрия). Геометрия Маринелли реализуется с помощью специального сосуда объемом 3 дм3. Схема пробоотборного устройства представлена на рисунке 1. Сосуд устанавливается непосредственно на детектор гамма-излучения, окружая его почти со всех сторон. Эффективность детектора при этом максимальна.




1 – свинцовая защита; 2 – сосуд Маринелли; 3 – детектор гамма-излучения


Рисунок 1 – Геометрия измерений для контроля выбросов ИРГ


Воздух, содержащий радионуклиды ИРГ и очищенный от радиоактивных аэрозолей и йода, с постоянным расходом прокачивается через сосуд Маринелли (рисунок 1). В сосуде Маринелли концентрирование пробы не происходит и в каждый момент времени на гамма-спектрометре измеряется значение текущей объемной активности и нуклидного состава ИРГ в выбросах предприятия. Идентификацию и расчет объемной активности радионуклидов, находящихся в измерительной емкости, проводят по специальному программному обеспечению.

Гамма-спектрометрический комплекс позволяет определять активность и нуклидный состав ИРГ с расширенной неопределенностью от 25 до 60 % (Р = 0,95) в энергетическом диапазоне от 80 до 1300 кэВ и верхним пределом определения активности нуклидов в пробе при экспозиции в течение 1 часа – 1012 Бк.

Для калибровки спектрометра контроля ИРГ необходимо использовать образцовую насыпную меру удельной активности в виде гранул (имитатор газа) на основе радионуклидов Am-241, Co-60, Cs-137, Eu-152 и Ba-133 с насыпной плотностью 0,01…0,04 г/см3. Сосуд Маринелли заполняется насыпным источником таким образом, что геометрия калибровки полностью совпадает с геометрией измерений.

Показания спектрометрического комплекса отражают изменения активности выбросов ИРГ вследствие различных технологических операций или при возникновении отклонений в работе оборудования, что позволяет эффективно контролировать состояние оборудования и давать рекомендации по оптимизации технологического процесса.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава ИРГ в газоаэрозольных выбросах предприятия метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


^ Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и

нуклидного состава радиоактивных аэрозолей и йода


Гамма-спектрометрический комплекс позволяет в кратчайший срок и с высоким разрешением зафиксировать, рассчитать и проанализировать уровень активности всех радионуклидов из состава гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода в газоаэрозольных выбросах предприятия.

Комплекс включает в себя процессор импульсных сигналов SBS, полупроводниковый германиевый детектор гамма-излучения и программное обеспечение.

Метод заключается в непрерывном представительном отборе газоаэрозольной пробы из вентиляционной трубы и квазинепрерывной регистрации гамма-спектрометрическим комплексом нуклидного состава и количества выбросов гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода.

Схема спектрометрического комплекса приведена на рисунке 2.




1 – специальное пробоотборное устройство; 2 – Ge (Li) детектор;

3 – сосуд Дьюара; 4 – защита


Рисунок 2 – Схема установки для измерений аэрозолей и йода


Воздух, содержащий радионуклиды, с постоянным расходом прокачивается через специальное пробоотборное устройство (рисунок 2). При этом радиоактивные аэрозоли и йод концентрируются на сложном фильтре, закрепленном внутри пробоотборного устройства (рисунок 3). Сложный фильтр состоит из одного аэрозольного фильтра типа АФА (фильтр аэрозольный аналитический), предназначенного для осаждения радиоактивных аэрозолей и одного йодного фильтра типа СФЛ (сорбционно-фильтрующая йодная лента), предназначенного для осаждения радиоактивного йода.

Особенностью данного пробоотборного устройства является то, что оно устанавливается непосредственно на детектор гамма-излучения. При этом проба максимально приближена к чувствительной области детектора.





Рисунок 3 – Пробоотборное устройство для оперативного контроля аэрозолей и йода


При помощи гамма-спектрометра измеряют скорость счета для дискретных энергий гамма-излучения непрерывно отбираемой газоаэрозольной пробы в установленном энергетическом диапазоне. Идентификацию и расчет объемной активности радионуклидов, находящихся на сложном фильтре, проводят по специальному программному обеспечению. Для этого используют измеренные скорости счета в пиках полного поглощения и градуировочную характеристику спектрометра.

Нижний предел объемной активности нуклидов при случайной неопределенности 25 % составляет 0,1 Бк/м3. Верхний предел измеряемых по данному методу объемных активностей гамма-излучающих нуклидов радиоактивных аэрозолей и йода-131 составляет 104 Бк/м3. Энергетический диапазон регистрации гамма-излучения радионуклидов (йод-131, кобальт-60, цезий-134, цезий-137, железо-59, хром-51 и т.д.) составляет от 50 до 3000 кэВ. Расширенная неопределенность (Р = 0,95) расчета объемной активности нуклидов не превышает 60 %.

Показания спектрометрического комплекса отражают изменения активности выбросов гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода вследствие различных технологических операций или при возникновении отклонений в работе оборудования, что позволяет эффективно контролировать состояние оборудования и давать рекомендации по оптимизации технологического процесса.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей и йода в газоаэрозольных выбросах предприятия метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


^ Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава низкоактивных твердых радиоактивных отходов


Гамма-спектрометрический комплекс позволяет проводить измерения активности и нуклидного состава низкоактивных твердых радиоактивных отходов (ТРО) с расширенной неопределенностью (Р = 0,95) от 30 до 60 % в энергетическом диапазоне от 80 до 1500 кэВ и диапазоне активности ТРО до 106 Бк/кг.

Комплекс включает в себя процессор импульсных сигналов SBS, полупроводниковый германиевый детектор гамма-излучения и программное обеспечение.

Измерения проводятся в геометрии стандартного стального контейнера (бочки) объемом 200 дм3, предназначенного для долговременного хранения (захоронения) низкоактивных ТРО. Контейнер с радиоактивными отходами устанавливается непосредственно перед полупроводниковым детектором гамма-излучения.

Для учета неравномерности распределения ТРО по измеряемой геометрии используется вращающаяся площадка, на которую помещается контейнер с радиоактивными отходами. Спектр гамма-излучения ТРО снимается при вращении площадки.

Стенд радиационного контроля низкоактивных ТРО представлен на рисунке 4.



1 – свинцовая защита с коллиматором; 2 – GE-детектор;

3 – стандартный стальной контейнер с ТРО;

4 – электромеханическое поворотное устройство


Рисунок 4 – Стенд радиационного контроля активности низкоактивных ТРО


Особенностью предлагаемого гамма-спектрометрического метода измерений является то, что зависимость эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии определяется на двух фиксированных расстояниях от детектора в геометрии «точка» на основе аппаратурных спектров образцовых стандартных источников гамма-излучения (ОСГИ). В дальнейшем, используя расчетную модель (статистический метод Монте-Карло), производится пересчет эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии для геометрии «контейнер с ТРО» (объемный источник с учетом самопоглощения), при этом в расчете используются геометрические параметры контейнера, плотность и матрица материалов радиоактивных отходов.

Идентификацию и расчет удельной активности гамма-излучения отходов, находящихся в контейнере, проводят по специальному программному обеспечению, используя измеренные скорости счета в пиках полного поглощения, определенную эффективность регистрации спектрометра и значение массы ТРО.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава гамма-излучающих низкоактивных твердых радиоактивных отходов метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


^ Гамма-спектрометрический комплекс контроля активности и нуклидного состава средне- и высокоактивных твердых радиоактивных отходов


Гамма-спектрометрический комплекс позволяет проводить измерения активности и нуклидного состава средне- и высокоактивных твердых радиоактивных отходов (ТРО) с расширенной неопределенностью (Р = 0,95) до 60 % в энергетическом диапазоне от 80 до 3000 кэВ и диапазоне активности ТРО от 106 до 1012 Бк/кг.

При решении задачи контроля средне- и высокоактивных ТРО принципиальным является высокая активность и соответственно радиационная опасность данного класса отходов. Все операции со средне- и высокоактивными ТРО должны производиться по возможности дистанционно и с минимальным вмешательством персонала в технологию обращения с ними с целью не допустить дополнительного облучения персонала.

Поэтому реализован метод, при котором измерение активности и нуклидного состава средне- и высокоактивных ТРО осуществляется непосредственно в геометрии кузова спецавтомобиля, предназначенного для перевозки данного класса отходов.

Стенд радиационного контроля средне- и высокоактивных ТРО представлен на рисунке 5.





1 – детектор ОЧГ; 2 – свинцовая защита; 3 – коллимирующее устройство;

4 – дистанционирующая площадка; 5 – средне и высокоактивные ТРО;

6 – транспортное средство


Рисунок 5 – Стенд радиационного контроля средне- и высокоактивных ТРО


Гамма-спектрометрический комплекс включает мобильный ОЧГ-детектор «Pop-Top» фирмы «Ortek» и программное обеспечение «Гамма Про».

Особенностью предлагаемого гамма-спектрометрического метода измерений, по аналогии со спектрометром контроля низкоактивных ТРО, является то, что зависимость эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии определяется на двух фиксированных расстояниях от детектора в геометрии «точка» на основе аппаратурных спектров образцовых стандартных источников гамма-излучения (ОСГИ). В дальнейшем, используя расчетную модель (статистический метод Монте-Карло), производится пересчет эффективности регистрации гамма-излучения от его энергии для геометрии измерения ТРО в специально оборудованном транспортном средстве (объемный источник с учетом самопоглощения), при этом в расчете используются геометрические параметры кузова спецавтомобиля, плотность и матрица материалов радиоактивных отходов.

Идентификацию и расчет удельной активности гамма-излучения отходов, находящихся в кузове специально оборудованного транспортного средства, проводят по программному обеспечению, используя измеренные скорости счета в пиках полного поглощения, определенную эффективность регистрации спектрометра и значение массы ТРО.

Методика выполнения измерений активности и нуклидного состава гамма-излучающих средне- и высокоактивных твердых радиоактивных отходов метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


^ Бета-спектрометрический комплекс контроля активности бета-излучающих нуклидов радиоактивных аэрозолей


В газоаэрозольных выбросах предприятия помимо гамма-излучающих радиоактивных аэрозолей особое место занимают бета-излучающие радиоактивные аэрозоли, в частности 32P и 90Sr. Фосфор и стронций являются чистым -излучателями и их распад не сопровождается испусканием гамма-излучения (значительное число значимых радионуклидов в выбросах имеет характерные гамма-линии и их содержание достаточно хорошо может быть определено по гамма-излучению).

Бета-спектрометрический комплекс позволяет проводить лабораторные измерения (со снятием пробы с линии пробоотбора) объемной активности бета-излучающих нуклидов (32P и 90Sr + 90Y) радиоактивных аэрозолей, аспирированых на счетных образцах (фильтрах типа АФА РМП-20) из газоаэрозольных выбросов предприятия.

Нижний предел измеряемых комплексом активностей нуклидов 32P и 90Sr + 90Y, содержащихся на фильтрах типа АФА, с источниками случайной неопределенности (Р = 0,95) 50 % составляет 10 Бк при условии отсутствия других гамма-бета излучающих радиоактивных аэрозолей. Верхний предел измеряемых комплексом активностей нуклидов 32P и 90Sr + 90Y, содержащихся на фильтрах типа АФА, с расширенной неопределенностью (Р = 0,95) 60 % составляет 105 Бк при условии не превышения у других гамма-бета излучающих радиоактивных аэрозолей (137Cs, 60Co, 59Fe, 51Cr) значений активности 102 Бк. Энергетический диапазон регистрации бета-излучения от 200 до 2300 кэВ.

Бета-спектрометрический комплекс состоит из процессора импульсных сигналов SBS, сцинтилляционного пластикового детектора БДБС для регистрации бета-излучения в свинцовой защите и программного обеспечения.

Сущность метода измерений заключается в регистрации и последующей обработке аппаратурного спектра бета-излучения счетного образца бета-спектрометрическим комплексом. При этом из экспериментального спектра вычитаются спектр фона и предварительно измеренные на гамма-спектрометре спектры гамма-излучающих нуклидов, после чего производится разложение экспериментального спектра на спектры эталонов 32P и 90Sr + 90Y и расчет объемной активности бета-излучающих нуклидов 32P и 90Sr + 90Y в счетном образце.

Методика выполнения измерений активности бета-излучающих нуклидов радиоактивных аэрозолей в газоаэрозольных выбросах предприятия метрологически аттестована и согласована с Госстандартом России ЦМИИ ФГУП «ВНИИФТРИ».


Заключение


Выполненные на Сибирском химическом комбинате аппаратно-методические разработки позволят организовать порядок обращения с РАО в соответствии с требованиями действующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Опыт Сибирского химического комбината по применению спектрометрических комплексов для контроля РАО может быть использован другими предприятиями, на которых в результате производственной деятельности образуются радиоактивные отходы.