Патенты автора Амосова Ольга Анатольевна (RU)
Способ относится к области атомной энергетики, а именно к определению объемной активности реперных продуктов деления, например, нуклидов йода, и активированных продуктов коррозии в водных теплоносителях первых контуров ядерных энергетических установок при нейтральном и щелочном водно-химическом режиме. Вводят фиксированный объем пробы теплоносителя в измерительную емкость. Проводят измерение исходного уровня излучения активированных продуктов коррозии. Пробу дистанционно в циркуляционном режиме подвергают многократной фильтрации через сорбент с возвратом фильтрата обратно в емкость. 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. Фильтрацию заканчивают при условии выделения не менее 98% радионуклидов активированных продуктов коррозии, а в качестве сорбента используют сорбент, модифицированный сурьмяной кристаллической кислотой. 1 ил., 1 табл.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и может использоваться для контроля содержания плутония в технологических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Способ определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ядерных энергетических установок, включающий отбор пробы, фильтрацию пробы с расходом 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца, с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометрическим измерением альфа-активности, при этом анализируемую пробу предварительно обрабатывают азотной кислотой и упаривают досуха, а затем растворяют в 7,5 M растворе азотной кислоты с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживают при температуре 40-45°C до прекращения выделения окислов азота в виде бурого газа, охлажденный раствор фильтруют через сильноосновной анионит, например, типа AB-17 со скоростью (7-10)·10-3 л/ч, после чего плутоний элюируют со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации, нейтрализуют аммиаком до pH=6-10 и направляют на фильтрацию через мембрану. Технический результат - повышение точности определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ЯЭУ на 40%. 1 з.п. ф-лы.
СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОДЕРЖАНИЯ УРАНА В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕДАХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК // 2499310
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и обеспечения безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Контроль содержания урана в технологических средах ЯЭУ осуществляют следующим образом: отбирают пробу технологической среды, подщелачивают ее до рН 9-11 добавлением аммиака, фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной двуокисью марганца, растворяют мембрану с двуокисью марганца в соляной кислоте при кипении, восстанавлливают уран аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV, а затем определяют содержание урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде. Техническим результатом является упрощение и повышение оперативности контроля, а также снижение предела обнаружения урана в 40 раз.
