Способ контроля альфа-излучающих радионуклидов в водном теплоносителе аэу

 

Изобретение относится к радиохимическому анализу и может быть применено для контроля содержания актиноидов в водном теплоносителе, технологических водных средах АЗУ и природных водах. Цель изобретения - упрощение способа, повышение оперативности, снижение предела обнаружения. В способе отбирают проб 7 и вводят в нее аммиак при 10-50oC до концентраций 510-4 -0,24 г/л, после чего пробу фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану с расходом 0,1-4 л/ч. , который обеспечивается компрессорной установкой. Мембрану предварительно импрегнируют гидратированным оксидом марганца. По окончании фильтрации мембрану высушивают и осуществляют измерение активности мембраны на радиометрической установке. Время контроля составляет 2-3 мин. Предел обнаружения понижен в 50 раз в сравнении с известными способами. 5 ил., 5 табл.

Изобретение относится к радиохимическому анализу и может быть применено для контроля содержания актиноидов в водном теплоносителе, технологических водных средах АЗУ и природных водах. Цель изобретения упрощение и повышение оперативности контроля, снижение предела обнаружения. На фиг. 1 схематически изображен блок подготовки пробы контроля альфа-излучающих радионуклидов, на фиг. 2 конструкция держателя мембраны, на фиг. 3 зависимость полноты выделения плутония 242 от скорости фильтрации, на фиг. 4 и 5 альфа-спектр радионуклидов, выделенных на мембранах. Как видно из чертежа (фиг. 1) блок подготовки пробы устройства контроля альфа-излучающих радионуклидов состоит из держателя мембраны 1, емкости для пробы, дренажной емкости 3 и компрессорной установка 4. Держатель 1 мембраны (фиг. 2)состоит из основания 5, в которое помещена дренажная сетка 6 с импрегнированной мембраной 7. Мембрана 7 закреплена на дренажной сетке прижимным кольцом 8, которое прижимает мембрану к дренажной сетке и предохраняет ее от деформации. Внутренней стороной кольцо плотно прижимается к дренажной сетке. Откручивают крышку 9 держателя мембраны (фиг. 2), извлекают дренажную сетку 6 и укладывают на нее импрегнированную мембрану 7. Смачивают двумя-тремя каплями дистиллированной воды для фиксации мембраны 7 на дренажной сетке 6 и закрепляют к дренажной сетке прижимным кольцом 8. Помещают дренажную сетку с закрепленной на ней прижимным кольцом мембраной в основание 5 и закрывают крышку 9. Затем подсоединяют емкость 2 для пробы и дренажную емкость 3 к держателю 1 мембраны. Пробу заливают в емкость для пробы через горловину 10, подсоединяют линию 11 сжатого воздуха компрессорной установки 4. В емкость вводят также аммиак до концентрации от 510-4 до 0,24 г/л при 10-50oC. Открывают вентиль 12. Под действием избыточного давления, создаваемого компрессорной установкой, проба из емкости 2, проходя через мембрану 7 в держателе 1, подает в дренажную емкость 3. Фильтрацию осуществляют с расходом пробы 0,1-4 л/ч. Операция высушивания осуществляется следующим образом. Линия 11 сжатого воздуха отсоединяется от горловины 10. Вакуумная линия 13 компрессорной установки 4 подсоединяется к боковой горловине 14 дренажной емкости 3. Открывает вентиль 15. Под действием разрежения мембрана высушивается. Здесь рассмотрен вариант фильтрации и высушивания при создании самого небольшого перепада давлений, 0,4 МПа. Фильтрацию и высушивание можно проводить также только созданием избыточного давления в емкости над мембраной или разряжения в дренажной емкости. После фильтрации пробы и высушивания крышку 9 отвинчивают, а дренажную сетку 6 с мембраной 7, закрепленной прижимным кольцом, вставляют в блок измерения. Выделение радионуклидов по данному способу с использованием блока подготовки пробы можно проводить на пробоотборной линии атомной энергетической установки. В этом случае отсоединяют емкость 2 для пробы и компрессорную установку 4. Держатель 1 мембраны с дренажной емкостью 3 подсоединяют к пробоотборной линии 16. Открывают вентиль 17. Проба теплоносителя по линии 16 проходит через мембрану 7 в держателе 1 и попадает в емкость 3. После отбора пробы закрывают вентиль 17, отсоединяют линию 16. Операцию высушивания проводят созданием разрежения в дренажной емкости. Затем крышку 9 отвинчивают, а мембрану 7, закрепленную прижимным кольцом на дренажной сетке, переносят в блок измерения. Операция импрегнирования ацетатцеллюлозной мембраны включает две стадии: обработку (пропитывание) 0,1-0,4 моль/л раствором перманганата калия (2 мл на одну мембрану диаметром 4,7 см) и просушивание между двумя листами фильтровальной бумаги. 0для анализа можно использовать свежеприготовленные мембраны с временем хранения не более 4 ч. (свежеприготовленные мембраны) и мембраны, приготовленные заранее и хранящиеся в сухом виде под небольшим прессом (сухие мембраны). Выбор оптимальных условий количественного выделения основывался на исследовании химических форм существования радионуклидов в водном теплоносителем АЗУ при различных водно-химических режимах. Пример 1. Пробы (модельные) водного теплоносителя с бескоррекционным и аммиачным водно-химическими режимами, пробы модельных растворов плутония 242 и амерация 243 фильтруют параллельно через чистую ацетатцеллюлозную мембрану и через мембрану, импрегнированную гидратированным оксидом марганца (МИГОМ). После фильтрации пробы и высушивания мембраны крышка отвинчивается и дренажная сетка с мембраной, закрепленной на ней прижимным кольцом, подготовлена для проведения альфа-радиометрических измерений. Условия выделения: Температура раствора, oC 22 Объем пробы, мл 50 Диаметр мембраны, см 4,7 Диаметр пор мембраны, мкм 0,3 Модельные растворы Рu-242 и Am-243 готовили выдерживанием 2-3 мг осадков оксидов плутония и амерация в течение недели в 0,5 л обессоленной воды, а затем аликвоты приготовленного раствора (1 мл) разбавляли до требуемой объемной активности дистиллированной водой. Активность мембран измеряли на радиометре. Из табл. 1 видно, что использования чистых мембран недостаточно для количественного извлечения альфа-излучающих радионуклидов из проб водного теплоносителя как с бескоррекционным, так и с аммиачным водно-химическими режимами. На чистых мембранах выделяются радионуклиды, адсорбированные на взвесях, в то время как на импрегнированных мембранах выделяются также ионные формы радионуклидов, существующие не только в нейтральной, но и в щелочной средах. Данный пример показывает преимущества импрегнированных гидратированным оксидом марганца мембран по сравнению с чистыми. Однако следует отметить, что на полноту выделения могут оказывать влияние условия хранения импрегнированных мембран, а также химическое поведение отдельных элементов. Пример 2. Пробы модельных растворов плутония-242 и америция- 243 фильтруют через мембраны МИГОМ, свежеприготовленные и сухие, с использованием блока выделения. Условия выделения: pH 6 Температура выделения, oC 10 Диаметр мембранного фильтра, см 3,5 Диаметр пор, мкм 0,3
Объемная активность, Бк/л 4-400
Объем пробы, мл 250
Полноту выделения радионуклидов S определяли по формуле:

где Am объемная активность радионуклида, выделенного на импрегнированной мембране, Бк/л,
Aисх объемная активность радионуклида в исходном растворе, измеренная после упаривания аликвоты концентрата на подложке, Бк/л. Из табл. 2 видно, что полнота выделения плутония 242 и амерация- 243 зависит от способа хранения импрегнированных мембран. 0На свежеприготовленных мембранах из нейтральных водных растворов альфа-излучающие радионуклиды практически количественно выделяются при скоростях фильтрации до 2 л/ч. При дальнейшем увеличении скорости до 3 л/ч. полнота выделения уменьшается для плутония и амерация до 76 и 90% соответственно. У импрегнированных мембран с временем хранения в сухом виде больше 24 ч. (сухие мембраны) зависимость уменьшения полноты выделения от увеличения скорости фильтрации выражена еще больше ярко. Пример 3. Пробу модельного раствора плутония-242 фильтруют через сухую мембрану МИГОМ с диаметром пор 0,1-1,3 мкм при различных концентрациях аммиака в пробе. Условия выделения. Температура раствора, oC 30
Объем пробы, мл 250
Диаметр мембраны, см 3,5
Диаметр пор, мкм 0,1-1,3
Скорость фильтрации, л/ч. 1,3
Объемная активность плутония, Бк/л 20
Концентрация аммиака, мг/л 0-1000
Данный пример показывает, что альфа-излучающие радионуклиды можно извлекать на импрегнированных гидратированным оксидом марганца мембранах, приготовленных заранее и хранящихся до проведения анализа в сухом состоянии, с порами диаметром 0,1-1,3 мкм в щелочной среде с концентрацией аммиака 0-1000 мг/л, причем оптимальные условия количественного выделения альфа-нуклидов (95-99% ) достигаются в диапазоне концентрацией аммиака 12-240 мг/л (pH 9-11). Применение свежеприготовленных мембран (см. табл. 3) позволяет расширить нижний предел от 12 до 0,5 мг/л. Пример 4. Анализируемую пробу объемом до 2,5 л фильтруют через сухую мембрану МИГОМ. Условия выделения:
Температура, oC 20
Диаметр мембранного
фильтра, см 3,5
Диаметр пор, мкм 0,3
Объемная активность плутония-242 +амерация-243, Бк/л 2,4104
Концентрация аммиака, мг/л 70
Скорость фильтрации, л/ч. 1,5
Данные по проскоку плутония и амерации дают более точную информацию о полноте выделения (см. табл. 3 и 4). Из табл. 4 видно, что альфа-излучающие радионуклиды можно количественно выделять на импрегнированных мембранах (99,7-99,9%) из проб объемом до 2,5 л. Такого объема пробы достаточно, чтобы определять объемную активность на уровне 210-2 Бк/л (310-13Ки/л) с учетом критерия 5 (s стандартное отклонение скорости света фона). Увеличение объема анализируемой пробы с 50 мл до 2,5 л уменьшает предел обнаружения в 50 раз и позволяет контролировать актиноиды на уровне, в несколько раз ниже предельно допустимых концентраций, установленных требованиями норм радиационной безопасности. Пример 5. Анализируемые пробы объемом по 250 мл фильтруют через сухие и свежеприготовленные мембраны МИГОМ с расходом 0,1-4,5 л/ч. Условия выделения:
Температура пробы, oC 35
Диаметр мембранного фильтра, см 3,5
Диаметр пор, мкм 40
Объемная активность плутония-242, Бк/л 4,30
Концентрация аммиака, мг/л 0,5-120 (710*-2 моль/л)5. Зависимость полноты выделения плутония-242 от скорости фильтрации представлена в графическом виде на фиг. 3. На сухой импрегнированной мембране при минимальном содержании аммиака 0,5 мг/л (кривая 18) максимальная скорость фильтрации составляет 0,89 л/ч. На свежеприготовленной мембране (кривая 19) при минимальном содержании аммиака скорость фильтрации можно увеличить до 2 л/ч. При увеличении концентрации аммиака до 240 мг/л даже на сухой мембране можно количественно выделять ТУЗ при скорости фильтрации 4 л/ч. (кривая 20). При такой скорости фильтрации время концентрирования сокращается до 45 с. Для выделения альфа-излучающих радионуклидов на осадке фторида лантана из такого же объема пробы, равного 50 мл, требуется 90 мин. Пример 6. Пробу, содержащую уран-238, фильтруют через мембрану МИГОМ. Условия выделения:
Объем пробы, мл 100
Концентрация урана, мг/л 1-3
Диаметр мембраны, см 3,5
Диаметр мембраны, мкм 0,3
Концентрация аммиака, мг/л 10
Пример 6 показывает, что мембраны, импрегнированные гидратированным оксидом марганца, количествен5но выделяют не только плутоний, америций и кюрий, активностью которых определяется суммарная альфа-активность воды первого контура АЗУ, но и уран. Полнота выделения при концентрации аммиака, равной 10 мг/л, согласуется с данными, полученными для плутония и америция. Пример 7. Пробы теплоносителей с бескоррекционным и аммиачным водно-химическим режимами фильтруют через свежеприготовленную импрегнированную мембрану. Условия выделения:
Объем пробы, мл 50-100
Температура раствора, oC 10-80
Диаметр мембраны, см 3,5
Диаметр пор, мкм 0,3
Скорость фильтрации, л/ч 1,5
С учетом двух критериев, что диапазон температур проб водного теплоносителя составляет 10-80oC и что при температуре более 50oC мембрана может разрушаться, был выбран оптимальный температурный диапазон анализируемых проб 10-50oC. На фиг. 4 и 5 представлены альфа-спектры радионуклидов, выделенных на импрегнированных мембранах, закрепленных на дренажных сетках прижимными кольцами из бескоррекционного водного теплоносителя (фиг. 4) и теплоносителя с аммиачным воднохимическим режимом (фиг. 5). спектры снимались на спектрометрической установке с кремниевым диффузионно-дрейфовым детектором с разрешением 62 к.В. Данный пример показывает, что импрегнированные мембраны, закрепленные на дренажных сетках прижимными кольцами, пригодны также как источник для спектрометрических измерений. Полуширина пиков составляет около 80 кэВ, а для источника Ra- 226 эта величина 76-80 кэВ. Сомопоглощение в мембранах воспроизводится от опта к опыту и составляет 5 035% Относительное среднее квадратическое отклонение результатов определения суммарной альфа-активности составляет 0,12 при объемной активности в диапазоне 0,37-370 Бк/л. Использование предложенного способа контроля суммарной альфа-активности в водном теплоносителе позволяет по сравнению с известным повысить оперативность контроля в 120 раз, понизить предел обнаружения в 50 раз. При этом упрощается процесс выделения и приготовления источника для альфа-измерений, т.к. выделение можно проводить без введения реактивов и при комнатной температуре с минимальным количеством операций.


Формула изобретения

Способ контроля альфа-излучающих радионуклидов в водном теплоносителе АЭУ, включающий отбор пробы, выделение радионуклидов из пробы на мембранном поглотителе и измерение радиоактивности поглотителя, основанный на введении в фиксированный объем пробы корректирующих растворов, отличающийся тем, что, с целью повышения оперативности контроля, снижения предела обнаружения, упрощения процесса выделения и приготовления источника для измерений, в качестве мембранного поглотителя используют ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром 0,1 1,3 мкм, в пробу теплоносителя объемом 0,05 2,5 л с температурой 10 50oС вводят аммиак до концентрации 5 10-4 0,24 г/л, после чего пробу фильтруют с расходом 0,1 4 л/ч через мембрану, которую предварительно импрегнируют гидратированным оксидом марганца, а по окончании фильтрации мембрану высушивают потоком воздуха, проходящим через мембрану, созданием разрежения.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к приборам измерения ядерных излучений и позволяет обеспечить работу при отрицательных температурах за счет введения в индикатор, содержащий детектор 1 ионизирующего излучения, первый 2, второй 3, третий 4 счетчики, триггер 5, цифровые индикаторы 6 и 7, генератор 8, четвертый счетчик 9, триггер 10, три одновибратора 11, 12 и 13, два транзистора 14 и 15, пять резисторов 16, 17, 18, 19 и 20, двух элементов ИЛИ 21 и 22, одновибратора 23 и трех транзисторов 24, 25 и 26

Изобретение относится к области измерения интенсивности ядерных излучений, а именно к способам и устройствам для анализа радионуклидного состава и активности технологических сред атомных энергетических установок

Изобретение относится к методам радиометрического контроля, более конкретно - к способам определения <SP POS="POST">14</SP>С в газовоздушных средах

Изобретение относится к измерению ядерных иплучений и может быть использовано для анализа радионуклидного состава газоз в теплоносителе и газовых выбросах атомных объектов
Изобретение относится к методам регистрации излучений
Изобретение относится к экспериментальным методам ядерной физики и может быть использовано в различных задачах технической физики и экологии

Изобретение относится к способу измерения радиоактивности газов по альфа-излучению, в частности радиоактивности воздуха, содержащего радон и торон

Изобретение относится к области технической физики и может быть использовано для контроля окружающей среды, в частности, санитарно-эпидемиологическими и экологическими службами для контроля за содержанием радона, торона и их дочерних продуктов в воздухе жилых и производственных помещений, в радоновых водолечебницах и специальных медицинских лабораториях, при оснащении зондом в строительной индустрии при выборе строительных площадок, анализа радоноопасности строительных материалов и конструкций; при производстве строительных материалов, открытой разработки и переработки полезных ископаемых; при оснащении барботером для регистрации радона в жидких средах (воде, нефти); в научно-исследовательских лабораториях
Изобретение относится к ядерной физике и технике и может быть использовано при создании детекторов для контроля радиоактивности окружающей среды

Изобретение относится к области обнаружения радиоактивных ядерных материалов и предназначено для обнаружения несанкционированно перемещаемых в ручной клади, грузах и багаже указанных материалов через проходные и контрольно-пропускные пункты таможен и других объектов народно-хозяйственного назначения

Изобретение относится к области радиационной безопасности и может быть использовано для радиационного контроля загрязнения гамма-излучающими нуклидами продовольствия, строительных материалов, проб объектов окружающей среды и других сыпучих и измельченных материалов, а также для измерения активности различных объемных образцов в научных исследованиях
Наверх